次临界α本征值计算中的时间选取方法

目前,计算α本征值(中子时间常数)的方法主要有两种.一是引进一个与α有关的k(α),使计算α本征值转化成一个计算k(α)的反问题,然后确定α,使其满足k(α)=1,这种方法在次临界计算中常常因为截面出负而失效[1-2].二是从α本征值的概念出发,计算中子密度(数)随时间的分布,取稳态后多个时间段拟合α,这种方法的主要缺点是中子密度截断时间和用于拟合α的时间段的选取需要经验或者多次重复,缺乏一个统一的标准,选择不慎会严重影响结果.本文利用瞬发中子寿命(τ)给出了一个评判标准:计算中子密度时截断时间取50て,用于拟合a的时间段取(30 τ,50 τ).     

次临界系统中瞬发中子衰减常数与反应性的关系

一、引言中子增殖系统的物理参数测量中,经常通过瞬发中子衰减常数α的测定,来得到系统的反应性ρ或中子有效增殖因子k。瞬发中子衰减常数可以用多种方法测定,如脉冲中子法,频域和时域的相关分析法等。α对系统的次临界度或反应性很敏感,即使系统的次临界度很深,α仍然可以以很高的准确度测得。可是两者之间,特别当次临界度较深时,没有一个令人满意的关系式。本文将就这个问题作一探讨。     

西安脉冲堆燃耗对中子代时间的影响研究

本文研究了计算反应堆中子代时间(Λ)的瞬发中子通量密度衰减法,基于反应堆仅释放瞬发中子的假设条件,研究了瞬发中子动力学方程,将Λ的计算转变为α本征值的计算问题,采用MCNP程序模拟瞬发中子通量密度的衰减特性以拟合出α值。该方法避免了抽样计算中子价值函数的复杂问题,实现相对容易。并根据西安脉冲堆(XAPR)堆芯三维燃耗分布拟合出不同燃耗深度下瞬发中子通量密度衰减系数α,计算出堆芯中子代时间。结果表明:随着XAPR堆芯燃耗的加深,中子代时间呈增大趋势,从新堆芯到第一循环末(120EFPD),Λ增大幅度为8.93%。     

反应堆动态参数的蒙特卡罗计算研究

介绍缓发中子有效份额(βeff)、有效中子代时间(Λeff)和本征值的概念及其蒙特卡罗程序计算方法。采用Prompt Method方法计算得到βeff;微扰法得到Λeff;采用瞬发中子密度衰减直接拟合法和间接求解法得到本征值;将各种反应性状态下的拟合得到临界c本征值,并与实验测量的c值进行比对,结果符合很好;并对动态参数蒙特卡罗程序计算的各种方法进行不确定度分析。     

两种静态装置瞬发中子时间常数诊断研究

金属反射层次临界装置和含氢反射层次临界装置的瞬发中子衰减特性不相同,对测量信号处理得到的时间常数的物理意义需深入认识。研究分析认为,对快谱装置而言,自引入稠密等离子体聚焦（DPF）源中子时刻起,装置能谱基本不变,时间常数本征值概念和数值计算的本征值均适用于快谱装置的研究,数值计算的时间常数本征值可与实验测量的时间常数进行比较。但是,对含氢反射层装置而言,自引入DPF源中子时刻起,装置的能谱一直随时间发生变化没有达到稳态,不满足时间常数本征值的定义,不能用于诊断装置瞬发中子特性,对于关心瞬发中子特性的研究命题,时间常数本征值不适用。      

用Rossi-α法测量快临界装置瞬发中子衰减常数α

阐述了用 Rossi-α法测量瞬发中子衰减常数α的基本原理、测试方法及条件。用 BF3计数管作为探测器 ,采用时间延迟符合的测量方法 ,测量得出了实验室快临界装置在缓发临界时的瞬发中子衰减常数 αc,其值为 0 .835( 1± 0 .5% ) μs-1,并在次缓发临界以下 0～ 1＄次临界度范围内测得多个点的 α值 ,通过外推再次得到 αc,二者在误差范围内一致。最后给出 :αc=0 .835± 0 .0 0 4 μs-1     

Rossi-α方法测量CFBR-Ⅱ堆瞬发中子衰减常数

瞬发中子衰减常数α是核系统的重要特征参数.简要介绍了点堆模型的α本征值定义以及Rossi-α方法原理,并利用研制的Rossi-α测量系统在CFBR-Ⅱ堆上开展了多个状态的α实验测量,获得了系列的次临界α实验数据以及缓发临界时的瞬发中子衰减常数αc,为相关实验提供了基准数据.     

Rossi-α方法测量CFBR-Ⅱ堆瞬发中子衰减常数

瞬发中子衰减常数α是核系统的重要特征参数。简要介绍了点堆模型的α本征值定义以及Rossi-α方法原理,并利用研制的Rossi-α测量系统在CFBR-Ⅱ堆上开展了多个状态的α实验测量,获得了系列的次临界α实验数据以及缓发临界时的瞬发中子衰减常数αc,为相关实验提供了基准数据。     

一种测量快堆α_c的方法研究

在超瞬发临界状态下,直接测量脉冲前沿的功率上升,得到瞬发中子增殖常数(α)。在超缓发临界,刻度调节棒的反应性当量,累加调节棒的反应性当量得出爆发脉冲的预加反应性。由超瞬发临界实验数据外推得到了CFBR-II堆缓发临界瞬发中子衰减常数(αc)和反应性定向差。测量得到的αc与Rossi-α方法测量得到的结果一致。     

非平衡态的中子增殖统一公式

导出了反应堆处于非平衡状态条件下的反应性阶跃变化时,反应堆从深度次临界到瞬发超临界整个区间通用的中子增殖统一的计算公式.通过对单组模型的修正,该公式还可以用于计算六组缓发中子的点堆中子动力学方程组.计算结果表明:利用修正后的单组解析方法计算阶跃反应性输入的中子密度响应问题,其计算结果与六组缓发中子的点堆中子动力学方程接近,精度满足工程计算要求.     

金属核燃料系统瞬态特性分析研究

本文结合点堆动力学方程、非稳态传热方程和线弹性运动微分方程,开发了适用于金属核燃料系统的瞬态特性分析程序STAC。利用STAC程序对美国Godiva-Ⅰ瞬态实验装置进行了模拟,得到了该装置的裂变率、反应性和温度随时间的变化。STAC程序计算结果与Godiva-Ⅰ装置的实验结果较为一致,验证了STAC程序的准确性。     

稍超瞬发临界系统缓发中子发射率研究

使用蒙特卡罗直接模拟程序计算了弱源点火条件下超瞬发临界5￠的GodivaⅠ快中子脉冲堆缓发中子发射率规律和脉冲引发时刻概率分布。计算结果表明,脉冲引发时刻概率分布的计算结果与实验结果符合较好,所获得的缓发中子发射率规律可合理解释引发时刻概率分布的实验结果。     

基于反应性温度系数的金属型脉冲堆波形计算

金属型脉冲堆的反应性反馈效应主要由热膨胀引起,本文在反应性温度系数的基础上建立了波形计算方法,该方法由蒙特卡罗中子输运程序、热力学计算程序和点堆方程3部分组成。首先由三维中子输运程序和热力学计算程序计算出热功率和反应性的耦合关系,然后将耦合关系代入点堆方程,即可求解出波形。采用该方法计算了Lady Godiva的波形,计算结果与LANL的实验结果一致。     

基于OpenMC的多群截面库制作及有效性验证

OpenMC是麻省理工大学计算反应堆物理组开发的开源蒙特卡罗程序,能够方便地制作适用于特定堆芯中子能谱分布的多群反应截面及高阶勒让德散射截面以用于离散坐标输运程序ANISN的计算。本文基于ENDF/B-Ⅶ.1和CENDL-3.1评价数据库,利用OpenMC计算制作了ANSIN格式的多群截面并通过基准题的计算验证计算结果的准确性。通过截面转换程序的编写,将OpenMC给出的堆芯各阶勒让德散射分量,堆芯中子能谱分布,散射、吸收反应率以及裂变中子产生速率等信息转换为ANISN程序可读取的截面库格式。采用制作的截面库利用ANINS计算有效中子增殖因子及堆芯中子通量分布。结果表明,ANISN确定论的计算结果与OpenMC给出的蒙特卡罗计算结果相吻合,验证了这种方法可有效地为ANISN提供截面数据,将来可推广应用于二维、三维确定论中子输运计算。     

Development and validation of depletion code system IMPC Burnup for ADS

Depletion calculation is important for studying the transmutation efficiency of minor actinides and longlife fission products in accelerator-driven subcritical reactor system(ADS). Herein the Python language is used to develop a burnup code system called IMPC-Burnup by coupling FLUKA, OpenMC, and ORIGEN2. The program is preliminarily verified by OECD-NEA pin cell and IAEAADS benchmarking by comparison with experimental values and calculated results from other studies. Moreover,the physics design scheme of the CIADS subcritical core is utilized to test the feasibility of IMPC-Burnup program in the burnup calculation of ADS system. Reference results are given by the COUPLE3.0 program. The results of IMPC-Burnup show good agreement with those of COUPLE3.0. In addition, since the upper limit of the neutron transport energy for OpenMC is 20 MeV, neutrons with energies greater than 20 MeV in the CIADS subcritical core cannot be transported; thus, an equivalent flux method has been proposed to consider neutrons above 20 MeV in the OpenMC transport calculation. The results are compared to those that do not include neutrons greater than 20 MeV. The conclusion is that the accuracy of the actinide nuclide mass in the burnup calculation is improved when the equivalent flux method is used. Therefore, the IMPC-Burnup code is suitable for burnup analysis of the ADS system.     

中子输运计算界面流方法的数学共扼方程

以子区内中子源为常源近似条件下的中子积分输运方程为前向方程,推导了中子积分输运方程界面流算法在六角形几何情况下的数学共扼方程;介绍了该数学共扼方程求解的内、外迭代策略,并对前向方程计算程序TPHEX进行了改造,得到了常源近似情况下数学共扼方程计算程序TFHEX_J0。通过算例校验表明TPHEX_J0与TPHEX程序所计算的系统本征值符合良好,TFHEX_J0程序的计算结果是可靠的。     

基于任意三角形网格的中子扩散变分节块法

传统的基于矩形和六角形几何的堆芯计算程序已不适用于具有复杂几何的新型反应堆堆芯计算,本文开展了基于任意三角形网格的多群中子扩散变分节块方法研究。首先,采用ANSYS软件对计算区域进行三角形网格剖分,并利用坐标变换将任意三角形变换为正三角形;其次,采用Galerkin变分技术建立包含节块中子平衡方程的泛函,将三角形节块内变量利用正三角形内正交基函数进行展开;最后,利用变分原理,获得中子通量密度与节块边界上分中子流的响应关系,并基于传统的源迭代法对其进行求解。基于上述理论模型开发了程序TriVNM,并采用不同几何基准题进行了验证。结果表明,TriVNM计算的堆芯keff和归一化功率分布与参考解吻合较好,该计算方法适用于复杂几何堆芯扩散计算。     

基于启明星Ⅱ号的铅基堆核数据宏观检验

为提高铅基堆中子学模拟的可靠性,基于启明星Ⅱ号铅基零功率反应堆,开展铅基堆相关核数据的入堆宏观基准检验研究。采用周期法测量堆芯反应性,进而获得有效增殖因数keff为1001 14±0000 07。采用MCNP程序对铅基堆进行精细化建模,结合不同数据库内的中子评价核数据,计算实验燃料棒装载下的铅基堆芯的keff。比较结果可知,4种截面库计算的铅基堆keff模拟结果与实验结果吻合较好,最大相对偏差小于1%,其中,ENDF/B Ⅶ.1库的模拟结果与实验结果吻合最好,相对偏差和绝对偏差分别为025%和251 pcm。通过计算关键材料元素核数据引起keff的变化量,可知铅元素核数据引起的堆芯keff结果的波动量最大,在CENDL 31和JENDL 40中的铅元素引起keff的波动值分别为219 pcm和166 pcm。     

持续裂变链引发的零维蒙特卡罗模拟

采用基于点动力学模型的零维蒙特卡罗方法,模拟计算了自发裂变中子引发条件下,超瞬发临界5 c / 的GodivaⅠ快中子脉冲堆内持续裂变链引发时刻概率的分布。结果表明,零维模拟程序与基于Geant4 toolkit的三维直接模拟程序的计算结果一致,并与实验结果符合较好。另外,采用零维蒙特卡罗模拟方法,模拟计算了外中子源引发条件下快中子脉冲堆反应性动态加入过程中持续裂变链的引发概率。结果表明,零维方法用于反应性动态加入情形的模拟计算,其结果是合理可信的。可见,在研究快中子脉冲堆的动力学行为时,采用点动力学近似是合理的。