二维任意几何子群共振计算程序的开发

传统共振方法是基于多群数据库插值表的等价理论有理近似方法,其几何适应能力仅限于简单几何,不能胜任复杂情况的共振自屏计算。子群方法基于共振峰的概率分布得到子群参数,利用现有的适用于任意几何的中子输运程序求解子群通量密度,通过子群通量密度权重子群截面,得到具体问题各个共振区的自屏截面。基于子群方法,开发了适用于二维任意几何的子群共振程序(SUGAR)。例题校验结果表明,SUGAR程序适用于二维任意几何共振计算。     

子群法与特征线法结合的中子共振计算

传统的中子共振自屏计算方法采用了有理近似,局限于处理简单的共振模型,在处理复杂燃料栅元/组件时会引入较大误差。为提高复杂情况下共振计算的精度,将子群法共振模型与特征线方法结合,推导了子群法-特征线法方程。基于WIMSD格式的69群数据库,编制了可用于任意二维几何中子共振计算的SGMOC程序。通过数值验证表明,该程序计算结果与MCNP程序计算结果吻合良好,具有较高的计算精度与几何通用性。     

二维任意几何子群共振计算及加速优化

共振计算是反应堆组件堆芯设计和燃料管理的基础.子群共振计算方法基于共振能群子群截面,调用输运程序作为求解器,对子群中子注量率进行求解并且归并得到有效共振自屏截面,实现任意二维复杂几何的共振计算.由于子群方法在每个共振能群内部需要反复调用输运求解器,因此和等价理论相比速度较慢及本文基于子群方法的理论模型和自主开发的子群共振计算程序,提出并且完成了多群数据库、输运计算源项及多共振核素迭代的优化方案.通过基准题的验证可知,该方案在保持精度的同时提高了子群程序的计算效率,保证了该程序在工程上的实用性.     

238U非均匀共振积分表的可行性分析

随着新一代反应堆设计的复杂化以及共振计算精度要求的提升，有必要在多群数据库中引入非均匀共振积分表来提升共振计算精度。对不同方案制作的²³⁸U核素非均匀共振积分表在嵌入式共振计算方法中的应用进行了精度分析，分析结果表明，慢化剂密度与硼浓度是非均匀共振积分在工程应用中必须考虑的因素。根据分析结果，改进了国际上现有的二维非均匀共振积分表，使用四维插值表来覆盖压水堆中可能出现的工况。数值结果表明，改进的²³⁸U非均匀共振积分表提高了共振计算的精度，提高了核数据库的适用性。     

熔盐冷却高温球床堆中Flibe对栅元均匀化群截面的影响

熔盐冷却高温球床堆与高温气冷堆所用冷却剂不同,其中子学性能会影响栅元均匀化群截面。本文基于MCNP5研究Flibe熔盐对²³⁸U、²³⁵U、²³²Th共振能区栅元均匀化群截面的影响,并与高温气冷堆进行对比。结果表明,由于熔盐的引入,²³⁸U、²³⁵U、²³²Th的栅元均匀化群截面在包含较强共振峰的能群会发生明显改变,²³⁸U、²³²Th栅元均匀化吸收群截面增大,²³⁵U栅元均匀化裂变群截面减小。随燃料填充度与熔盐填充度的增加,熔盐对所研究重核素的栅元均匀化群截面的影响增大;燃料运行温度与燃料富集度的变化,对Flibe引入的截面相对变化影响并不明显。计算结果表明,熔盐对栅元均匀化裂变群截面和均匀化吸收群截面的影响具有一定规律性。     

液态熔盐热堆燃料管理方法研究与分析

为研究液态熔盐热堆的燃料管理性能,需解决复杂堆芯结构的均匀化、燃料的混合及在线后处理3个问题。本文基于确定论程序DRAGON5与DONJON5,开发了液态熔盐热堆的燃料管理程序LMSR,并进行了验证。使用LMSR对液态熔盐热堆进行计算与分析,结果显示使用²³⁵U与²³⁸U启堆,加入燃料为²³²Th与²³³U条件下,后处理提取重金属的效率至少需要90%。此外,为维持堆芯有效增殖因数在1.0～1.005之间,加入的燃料中²³³U平均等效质量富集度在40%附近。     

钍基熔盐堆燃料循环与启动策略研究

研究了熔盐燃料在堆内外循环以及考虑特殊核素的添加、提取等在线处理过程的熔盐堆燃耗计算模型，在多功能组件计算程序SONG的基础上开发了相应的燃料循环计算功能并进行了初步验证。在此基础上，分别针对氧化铍慢化的热谱熔盐堆和无慢化的快谱熔盐堆进行计算，并根据堆芯反应性长期稳定的基本要求，分析了利用²³³U和工业Pu启动熔盐堆时配套的在线处理方案以及相应的易裂变核添加要求。通过对核素添加、提取以及燃料内核密度的平衡计算，分析了不同的在线处理方案与启动策略对钍-铀燃料循环效率的影响，并据此提出了初步的熔盐堆燃料循环技术路线。结果表明：压水堆乏燃料提取的工业Pu较²³³U更适宜用于钍铀燃料循环启动，因工业Pu启动的快谱熔盐堆的²³³U产率明显高于²³³U启动熔盐堆，而当有了足够的²³³U积累后，²³³U启动的热谱熔盐堆是更好的选择，因其燃料倍增时间更短且燃料初装量也小得多。     

堆后铀产品中232U测定方法研究

²³²U是燃料元件制造中需严格控制的铀同位素,为此,需建立一种准确的测量方法。本工作建立了一种α谱仪和质谱法相结合测定铀产品中²³²U含量的新方法。采用质谱法测量²³⁴U、²³⁵U、²³⁶U与²³⁸U的同位素丰度比,α谱仪测量²³²U的活度和²³⁴U、²³⁵U、²³⁶U、²³⁸U的总活度,即可计算出铀产品中²³²U的浓度。对于²³²U含量为1.118 ng/g的样品,16次测定数据的相对标准偏差为3.43%,证明该测量方法有效,可应用于实际样品的分析测定。     

通过测量模拟样品中236U与238U原子个数比估算燃耗的探索研究

自然界中²³⁶U与²³⁸U原子个数比约10^-14,不同反应堆类型及核燃料辐照情况辐照后的核材料中²³⁶U与²³⁸U原子个数比不同,一般为天然²³⁶U与²³⁸U原子个数比的10⁷～10¹¹倍。通过测量环境样品中的²³⁶U与²³⁸U原子个数比可探知取样点附近进行过的辐照活动、环境污染的来源及对应核燃料的燃耗。本研究使用配制的模拟样品,建立了多接收电感耦合等离子质谱（MC-ICP-MS）技术测定²³⁶U与²³⁸U原子个数比的方法以及估算核燃料燃耗的工作方案,并与其他燃耗计算方法比较,燃耗的相对偏差约10%。     

缓发中子计数法定量235U、239Pu初步研究

利用缓发中子计数法对²³⁵U-²³⁹Pu混合物中²³⁵U和²³⁹Pu含量的快速测定进行了初步研究。在中国原子能科学研究院30 kW微型反应堆(简称微堆)垂直孔道辐照²³⁵U、²³⁹Pu以及²³⁵U-²³⁹Pu混合物样品30 s,冷却2 s,用缓发中子探测器测量100 s,得出²³⁵U和²³⁹Pu的探测限分别为0.14和0.18 μg;探测器效率为0.015 0±0.001 0;当²³⁵U和²³⁹Pu质量比m(²³⁵U)/m(²³⁹Pu)=1.2时,²³⁵U、²³⁹Pu含量计算值与标称值的相对偏差分别为0.8%和6.9%。     

238U/235U裂变截面比与俘获裂变截面比测量分析

在中国实验快堆（CEFR）中直接测量²³⁸U的截面数据较困难且误差较大,但可通过测量其与²³⁵U的截面比值来获取²³⁸U的相关数据。本工作采用活化法测量²³⁸U与²³⁵U的裂变截面比及俘获裂变截面比(即σ⁸_f/σ⁵_f与σ⁸_c/σ⁵_f),获取²³⁸U的截面数据并与MCNP计算结果进行比较。结果表明,CEFR的轴向转换区或反射层位置为最佳增殖区域。     

不等温分布下燃料棒径向温度相关238U共振吸收截面计算

为精确预测燃料棒径向不等温分布下的²³⁸U共振吸收截面，提出了一种基于求解超细群慢化方程的共振计算方法。该方法通过温度扰动模型，将径向不等温分布对燃料棒能谱的影响分解为每个径向子区对燃料棒能谱的独立影响，从而实现了对不等温分布下的径向相关共振吸收截面的预测。数值结果表明，以MCNP5统计结果为基准，温度扰动模型对²³⁸U共振吸收截面的计算精度相比于传统的均匀碰撞概率超细群方法更高，共振吸收截面的相对偏差在2%以下。温度扰动模型适合进行不等温分布下燃料棒径向的²³⁸U共振吸收截面的精确计算。     

熔盐实验堆中燃料核素的灵敏度系数计算分析

以熔盐实验堆为模型,采用MCNP5和SCALE5.1中的TSUNAMI-3D-K5对燃料核素的灵敏度系数进行计算与分析。结果表明,灵敏度系数与核素在MSRE中的含量、位置和核素的中子反应截面有关,得到灵敏度系数最大的核素²³⁵U的宏观裂变截面和宏观俘获截面的灵敏度系数分别为0.267和0.110。MCNP5和TSUNAMI-3D-K5计算不同能区下²³²Th宏观总截面和俘获截面的灵敏度系数曲线一致,曲线在0.1 eV附近有一小峰,振荡区域同截面共振区范围相同。     

233U评价数据的临界基准检验

为检验和改进²³³U核反应全套中子评价数据的质量，从国际核临界安全手册ICSBEP中选取快谱、超热谱和热谱临界基准实验装置，对中国评价核数据库CENDL-3.1、美国评价核数据库ENDF/B-Ⅶ.0、日本评价核数据JENDL-3.3和JENDL-4.0中的²³³U评价数据进行了基准检验。采用蒙特卡罗程序MCNP5计算了所选基准装置的有效增殖因数k_eff，并与基准值进行比较。运用基于能谱指标的趋势分析、灵敏度分析等方法进行了分析。在基准检验中，现有的²³³U评价数据的主要问题是从热临界基准中能谱较硬的装置到超热谱基准装置再到部分快谱临界基准装置，较为普遍地存在k_eff的严重低估。从热堆设计角度考虑，ENDF/B-Ⅶ.0库²³³U评价数据表现较好，但仍高估了共振俘获的贡献。     

利用HPGe铀能谱143～1001 keV能区确定铀富集度的方法研究

在核保障领域，铀富集度是一项重要核查指标。本文提出了一种通过分析²³⁵U、²³⁸U和²²⁸Th （²³²U的衰变子体）的特征γ能峰拟合相对探测效率曲线确定铀富集度的方法，编写了铀富集度分析程序。用HPGe探测器对两种化学形态、富集度范围为1.8%~90.2%的铀样品进行了重复性测量。结果显示，富集度的测量分析值与标称值的相对偏差小于3%。     

基于经典微扰理论的特征值灵敏度和不确定度分析

核数据不确定度作为组件/栅元计算不确定度的重要来源,备受重视和研究。本文采用经典微扰理论,推导输运计算中keff对于核数据的灵敏度系数和不确定度的计算方法。基于ENDF/B-Ⅶ.1制作多群协方差数据库,并根据所采用的组件输运求解程序的截面模型对分反应道协方差矩阵进行归并。开发灵敏度和不确定度分析程序COLEUS,对传统压水堆燃料栅元进行计算分析。数值结果表明,栅元计算的keff对235 U每次裂变中子产额的扰动最为敏感,238 U俘获截面对keff不确定度的贡献最大。目前的核数据的不确定度会给keff带来0.4%~0.5%的不确定度。