中国实验快堆全厂断电事故多维度热工耦合计算

多维度耦合方法是将传统的一维反应堆热工流体力学程序与三维流体动力学分析软件通过一定的耦合方法结合起来，实现反应堆局部复杂流体现象分析与系统计算的耦合方法。本工作根据中国实验快堆设计和运行经验，开发了基于Rubin和Fluent的耦合程序框架，完成了中国实验快堆全厂断电工况的计算和验证。计算结果表明，耦合方法对全场断电事故的计算结果合理可靠，是对一维系统程序分析方法的有益补充。     

加速器驱动快-热包层耦合次临界系统的性能研究

通过研究表明:加速器驱动快-热包层耦合次临界系统(ADFTS)具有同时高效嬗变锕系元素(MA)和裂变产物(FP)的优点.从中子物理学角度,对ADFTS的能量放大行为进行了分析,提出了快包层中子放大系数和快-热包层中子耦合系数的概念,并给出了中子放大系数的计算方法.对加速器驱动次临界系统的增殖能力进行了研究.研究表明,ADS具有比常规临界反应堆更高的增殖能力.     

二维输运燃耗耦合程序开发与验证

为准确计算反应堆内燃耗问题,建立了基于二维离散纵标法及BATEMAN燃耗方法的输运燃耗耦合计算方法,并开发相应的计算程序。基于ENDF/B-Ⅶ评价库开发了175群中子和42群光子截面数据库MUSE-F1.0,采用OECD/NEA发布的MOX燃料快堆基准题对耦合计算方法及程序系统进行验证计算。结果表明,耦合计算程序结果与基准题吻合良好,误差在8%以内,初步验证了耦合计算程序在快堆嬗变工程应用中的可行性。     

中国实验快堆热工流体现象多维度耦合分析方法研究

多维度耦合方法是将传统的一维反应堆热工流体力学程序与三维流体动力学分析软件通过一定的耦合方法有机的结合起来,实现反应堆局部复杂流体现象分析与系统计算的统一.本文根据中国实验快堆设计和运行经验,开发了基于RUBIN和FLUENT的耦合程序框架,通过对中国实验快堆满功率运行工况的测试计算,完成了对耦合程序的初步验证.     

反应堆核-热-燃耗多物理耦合框架研究与应用

近年来随着高性能计算技术的不断发展,依托先进的超级计算机和数学物理计算方法,对核反应堆开展多物理、多尺度计算成为前沿研究热点。根据反应堆堆芯多物理耦合分析需求,研究了多物理耦合算法,构建了基于中子输运、燃耗、热工子通道的堆芯多物理耦合系统,完成耦合程序开发,实现中子物理、燃耗、热工子通道的多物理耦合计算。利用压水堆组件模型与快堆模型开展输运-燃耗耦合计算测试和核-热耦合计算测试,初步验证了耦合系统功能。     

启明星1号装置中子通量能谱与中子平均能量计算

启明星1号装置是我国研究ADS次临界中子学的一个快热耦合系统。本文用离散坐标法的程序TWODANT对启明星1号装置能谱进行分析计算。计算结果表明，启明星1号装置具有比较硬的中子能谱，可用以进行有关ADS的研究。     

基于CFD的池式快堆多物理耦合分析方法研究

基于临界/次临界点堆中子动力学模型、燃料棒传热模型、热交换器和多孔介质等辅助热工水力模型，采用显式迭代和动态链接库技术（DLL），利用商用计算流体力学（CFD）程序FLUENT的用户自定义函数（UDF）实现中子动力学、燃料棒热传导等和快堆堆池冷却剂流动换热的耦合计算，开发池式快堆多物理耦合计算程序CFD/PF。采用CFD/PF开展小型自然循环铅铋快堆SNCLFR-10无保护超功率事故（UTOP）模拟，并与国际知名快堆多物理耦合分析程序SIMMR-III的计算结果开展Code-to-Code对比分析。研究结果表明:CFD/PF与SIMMER-III的分析结果吻合良好，耦合程序的开发取得了初步成功，可用于分析池式快堆堆池内的复杂三维流动和换热现象。      

启明星1#快热交界面能谱变化对外推临界实验结果影响分析

加速器驱动的次临界系统（ADS）基准装置启明星1#在外推临界实验过程中,快热交界面探测器计数率与其他位置探测器计数率存在较大异常。本工作对该实验装置外推临界实验开展数值模拟,并对快热交界面的中子能谱进行详细计算,根据计算结果对探测器在外推临界实验中的计数率异常现象进行分析。结果表明,快热交界面能谱随燃料装载量的变化是引起探测器计数率异常的主要因素,这为今后快热耦合次临界实验装置开展中子学实验研究提供了理论依据。     

秦山核电二期工程反应堆堆坑底部辐射能量分布计算

运用ＳＮ－ＡＭＣ－ＡＭＣ耦合计算技术完成了秦山核电二期工程反应堆堆坑底部辐射泄漏通量分布计算，给出堆坑通道小室内中子、光子通量分布。通过分析比较说明，耦合计算技术是解决大型复杂空腔内粒子输运问题的有效工具 。     

核电厂全范围模拟机流固换热耦合并行技术研究

基于RELAP5程序热工水力计算原理，研究热构件壁面温度及热流密度耦合并行技术在核电厂全范围模拟机中的应用。整体模型通过热构件壁面温度或热流密度拆分为两个模型耦合并行计算，计算结果分别与整体计算的结果进行对比。结果表明:在间壁式换热器的热构件模型中，热流密度作为耦合参数时计算结果不准确；壁面温度作为耦合参数时可以准确计算。将温度耦合技术用于典型四环路压水堆核电站蒸汽供应系统的仿真计算，计算结果表明:间壁式换热器的热构件模型的温度耦合并行计算能有效提高CPU利用效率和计算速度，为模拟机的实时计算提供更多的保障。      

核临界安全中的源倍增法研究

文章对核临界安全研究中通常采用的现场测量技术———源倍增法进行研究。从有源扩散理论出发,导出了与keff不同的有源次临界中子有效增殖因子ks的表达式,并在次临界系统上进行了验证研究。验证实验研究证实了所导出的ks 的正确性。源倍增法测量的参数实际上是次临界系统在外源作用下的有源次临界中子有效增殖因子ks,而不是以往的中子有效增殖因子keff,这就解决了长期困扰人们的有关源倍增法测量的参数问题。文章讨论了ks 与keff间的差别和关系以及它们对核临界安全的影响。     

CENDL-3.1铜的检验和改进

介绍了利用屏蔽基准实验OKTAVIAN以及核临界安全手册(ICSBEP)中的临界基准实验对CENDL-3.1铜的伞套中子评价数据进行的宏观检验.在屏蔽基准检验中,除了中子和γ泄漏谱上发现了由非弹性散射截面造成的与实验测量结果的分歧,计算结果与实验符合相当好.在快中子谱临界基准检验中,装置HMF072、HMF073和PMF013的keff的计算结果高出实验值大约2%,严重偏离实验结果.针对HMF072装置的灵敏度分析显示,该分歧的产生主要是由于全截面在0.1～1.3 MeV能区的评价不当引起的.在对0.1～1.3 MeV的全截面进行修正后,临界检验的结果获得了明显改善.     

Physical studies of minor actinide transmutation in the accelerator-driven subcritical system

The accelerator-driven subcritical system(ADS)with a hard neutron energy spectrum was used to study transmutation of minor actinides(MAs). The aim of the study was to improve the efficiency of MA transmutation while ensuring that variations in the effective multiplication factor(k_(eff)) remained within safe margins during reactor operation. All calculations were completed using code COUPLE3.0. The subcritical reactor was operated at a thermal power level of 800 MW, and a mixture of mononitrides of MAs and plutonium(Pu) was used as fuel.Zirconium nitride(ZrN) was used as an inert matrix in the fuel elements. The initial mass composition in terms of weight percentages in the heavy metal component(IHM)was 30.6% Pu/IHM and 69.4% MA/IHM. To verify the feasibility of this MA loading scheme, variations in k_(eff), the amplification factor of the core, maximum power density and the content of MAs and Pu were calculated over six refueling cycles. Each cycle was of 600 days duration, and therefore, there were 3600 effective full power days.Results demonstrated that the effective transmutation support ratio of MAs was approximately 28, and the ADS was able to efficiently transmute MAs. The changes in other physical parameters were also within their normal ranges.It is concluded that the proposed MA transmutation scheme for an ADS core is reasonable.     

反应堆物理实验中的源倍增法研究

给出了反应堆物理实验中临界测量和次临界度测量通常所采用的源倍增方法研究。首先从有源的扩散理论出发,导出了与以前不同的源倍增方法的公式。源倍增方法测量的参数实际是次临界系统在外源作用下的有源次临界中子倍增因子ks,而不是在这之前的中子有效倍增因子keff,然后研究了实验装置的临界质量,研究了ks与外源位置和能谱的关系,证明了导出的源倍增方法的理论是正确的。该方法可像过去那样用于反应堆物理实验中的临界外推测量,但不能用于次临界度测量。解决了长期困扰人们有关源倍增方法测量的参数问题。最后讨论了ks和keff的差别和关系以及对临界外推测量和核临界安全的影响。     

临界事故报警系统仪表剂量计算方法研究

本文对临界安全基准实验国际评价中的迷宫实验进行了详细建模和验证计算,使用三维蒙特卡洛程序,采用两步法对中子探测器的读数进行了预测,并与实验结果进行了比较分析,统计了所有448个实验测点的计算偏差分布。通过总结临界事故报警系统在实际应用时位置选择和阈值设定的步骤,评价了本文所验证内容在上述过程中的作用。本文所开展的临界事故报警系统仪表剂量计算方法研究是临界事故报警系统设置中一项基础工作,可以为实际应用提供计算精度的参考数据,也可以应用于中子屏蔽设施的评价工作。     

YOSHIO NISHINA CENTENNIAL SYMPOSIUM on EVOLUTIONAL TRENDS OF PHYSICAL SCIENCE

Axially simplified method of characteristics in three-dimensional geometry (ASMOC3D) has been proposed, and the 3D neutron transport calculation code based on this method, SHIKOKU, has been developed. Since ASMOC3D handles 3D problems by a two-dimensional (2D) neutron track set and simplified treatment in axial direction, the required memory and the computational time are expected to be less than those required by a direct 3D characteristics calculation scheme. SHIKOKU is applied to two problems of 3D geometry and the results of these problems show good agreements with the reference solutions obtained by a Monte-Carlo code. SHIKOKU is also applied to an actual three-loop-type PWR core. The prediction error of the radial power distribution is satisfactory and it is shown that the computational time and the required memory for a whole-core calculation by ASMOC3D are not prohibitive for presently available PCs.     

Effective Homogenization Method for Control Rod Channels

A cell calculation method has been developed for accurately treating neutron transport and heterogeneity effects of control rods (CRs) within the bounds of homogeneous neutron diffusion theory. In this method, CR cell-averaged homogeneous neutron cross sections are calculated by a heterogeneous neutron transport calculation with an annular supercell model, in which a CR assembly is surrounded by a homogeneous fuel region. Then, a neutron diffusion calculation is carried out using the homogeneous neutron cross sections in the same supercell, and the CR cell-averaged radial neutron diffusion coefficients are modified in an iterative manner such that the CR cell-interface neutron current which is obtained by the heterogeneous transport calculation can be reproduced by the homogeneous diffusion calculation. In the case of a 1,000-MWeclass FBR, the center CR worth, which was calculated by an RZ diffusion calculation using the cross sections obtained by the above method, agreed within 1% with that obtained by a heterogeneous transport calculation, proving the validity of the method.     

核数据理论计算程序处理系统的研制

研制了核数据理论计算程序处理系统，其中包括光学模型自动调参程序系统及ＵＮＦ程序输入数据的自动填充和输出结果的自动绘图程序系统。系统安装在中国核数据中心的ＭＩＣＲＯ－ＶＡＸ－Ⅱ上。简要地描述了系统的主要功能并给出使用实例。     

ADS次临界系统中子时空动力学计算与瞬态分析

加速器驱动次临界反应堆(ADS)中子时空动力学计算需要考虑外中子源和空间分布的影响,比临界系统中子动力学计算要复杂得多。本文将改进准静态(IQS)近似与蒙特卡罗(MC)方法相结合,对于带外源的ADS次临界系统中子时空动力学过程,形状函数、动力学参数由MCNPX程序计算得到,幅度函数与集总参数热工反馈模型进行耦合计算,并开发了IQS/MC计算程序可视化操作界面。针对CIADS靶堆耦合系统参考方案物理模型,对引入束流瞬变及无保护失流工况过程进行瞬态模拟计算分析,给出了堆芯相对功率、燃料温度及冷却剂出口温度随时间的变化曲线。同时,将中子注量率进行分群计算,得到了堆芯分能群的相对中子注量率网格分布随时间的变化,模拟结果与理论分析一致。     

Evaluation of Dancoff Factors in Complicated Geometry using the Method of Characteristics

A simple and efficient method to estimate the Dancoff factor in a complicated geometry, named “the Neutron current method,” is presented in this paper. In this method, Dancoff factors are evaluated from the flux values obtained by the method of characteristics (MOC). By setting appropriate neutron sources in the non-fuel regions of target geometry and then executing fixed source calculation by MOC, the neutron current method can evaluate Dancoff factors for complicated geometry. It was demonstrated that the neutron current method can easily be adopted for complicated geometries, such as a PWR fuel assembly or large-scale geometry that is difficult to handle by the traditional collision probability method. By utilizing the neutron current method instead of a traditional collision probability method, the calculation time of Dancoff factors in complicated large geometry is drastically reduced.