轻水反应堆燃料组件中子通量和功率分布的计算程序

本文介绍用穿透几率法计算二维轻水堆燃料组件内中子通量分布的两种计算模型和程序.在子区内及表面上中子通量采用线性空间分布近似,子区表面上角通量分别采用准 DP_1和 QP_1近似。对一些轻水堆组件基准问题作了验证计算。计算结果与 S_N、节块 S_N 以及积分输运理论等方法进行比较,其结果符合良好。这些程序可用于轻水堆燃料组件的计算。     

六角形轻水堆组件中子通量密度分布的计算

介绍利用穿透概率法求解二维六角形轻水堆燃料组件中子通量密度分布。子区内中子源及通量密度在空间上采用二次分布 ,子区表面通量密度在空间上采用平通量密度分布 ,在方向上采用简化 6P1近似。根据提出的模型 ,编制了TPHEX D程序 ,并对一些轻水堆六角形组件问题作了计算 ,计算结果与MC结果进行了比较 ,符合良好。本程序可用于六角形轻水堆燃料组件计算。     

界面流法计算反应堆六角形燃料组件中子通量密度分布

利用界面流法计算两维六角形轻水堆燃料组件中子通量密度分布。子区内中子源在空间上采用二次分布近似，还考虑了六角形组件周边水隙对组件内中子通量密度的影响。根据提出的模型，编制了TPHEX－E程序，并对一些轻水堆六角形组件问题作了计算，计算结果与蒙特卡罗方法计算结果进行了比较，符合良好。本程序可用于六角形轻水堆燃料组件计算。     

穿透概率法求解二维六角形轻水堆燃料组件中子通量密度分布

研究利用穿透概率法求解二维六角形轻水堆燃料组件内中子通量密度分布。子区内中子源采用线性分布,子区表面通量密度在方向上采用简化6P1近似。提出了六角形组件周边水隙的处理方法。根据提出的模型,编制了TPHEX－C程序,并对六角形组件进行了计算,结果与蒙特卡罗方法计算的结果符合良好。     

二维六角形轻水堆燃料组件中子通量分布的计算

介绍利用穿透概率法求解二维六解形几何多群中子积分输运方程。子区内中子源及通量采用线性分布，子区表面通量在方向上采用简化６Ｐ１近似。根据提出的模型，编制了ＴＰＨＥＸ－Ｂ程序，并对一些轻水堆六解形组件问题做了计算，计算结果与ＭＣ结果进行了比较，符合良好。本程序可用于六解形轻水堆燃料组件计算。     

穿透几率法求解X-Y几何多群中子积分输运方程

本文介绍应用穿透几率法求解X-Y几何多群中子输运方程的程序—TPXY。把系统分成若干子区,子区内部中子通量呈线性分布,子区表面通量角分布采用4P_1近似,空间呈线性分布。对一系列组件基准问题作了校验计算,计算结果与S_N,碰撞几率及其它穿透几率方法的结果进行了比较,均符合良好。本程序可用于轻水堆组件计算。     

界面流方法二维六角形组件计算

讨论了用界面流方法计算二维六角形组件中子通量分布。从积分输运方程出发,导出了一种简便的数学模型,在子区内采用平源通量近似,并假设中子发射和散射为各向同性。在子区表面上,中子通量的空间分布为常数,中子角通量分布通过伴随勒让特多项式展开表示,采用DP_1近似。推导出界面流方程组,给出了泄漏、穿透几率矩阵及其矩阵元素的表达式及计算方法。根据提出的数学模型,编制了TPHEX程序,对二维六角形组件进行了计算,本程序可用于水堆六角形燃料组件计算。     

CAP1000核电厂堆外探测器响应函数计算方法研究

堆外探测器响应函数代表了堆芯活性区各组件对堆外探测器读数的贡献,反映了堆芯功率分布与探测器读数的关系。本文利用二维离散纵标法(S_N)程序DORT,研究其共轭输运方法,建立CAP1000反应堆模型,分析其堆外探测器径向和轴向响应函数及其特性,并与采用DORT程序正向输运计算的结果进行比较。研究表明,共轭输运方法可以极大简化计算量,且计算结果与正向输运方法结果符合较好。     

用于燃耗计算的三维MCCOOR程序系统

介绍了由标准程序MCNP、COUPLE、ORIGEN-S组成的耦合程序系统MCCOOR的结构和功能,用VVER等轻水堆栅元和燃料组件的多个Benchmark模型进行了检验.本文列举了在VVER-1000带可燃毒物Gd的燃料组件Benchmark模型上,分别用UO2和MOX燃料的检验结果.所有检验结果表明:MCCOOR的反应性和核素成分的计算结果与Benchmark的结果在误差范围内一致.     

快堆燃料组件内精细功率分布的计算

堆芯热通道因子是堆芯热工设计及安全分析的一项重要参数,确定热通道因子需用中子学计算给出较准确的燃料组件内元件棒功率分布。在三维六角形几何节块扩散理论基础上,使用多项式重构的方法计算节块内中子通量密度分布和功率密度分布。针对快堆六角形燃料组件的特点,用小六角形积分的方法计算组件内元件棒功率,得到组件内各元件棒功率分布。在NAS程序基础上,编制了元件棒功率分布计算模块NAS PIN。通过与蒙特卡罗程序的校验可发现,二者计算结果符合较好,计算精度可满足工程设计的需要。     

离散节块输运方法在二维柱坐标系中的应用

讨论粗网离散节块法在二维柱坐标系内中子输运方程数值求解中的应用.给出方法的数学模型,在节块内中子通量采用二次近似,表面泄漏采用常数近似.根据所提出的理论模型,编制了考虑各向异性散射的二维节块输运程序DNSN/2D,并对一系列检验和基准问题作了计算.计算结果表明,与传统S_N方法相比,它具有很高的计算效率,在很粗的节块分割下具有非常高的精度.     

超临界水冷堆燃料棒性能分析程序适用性研究

根据超临界水冷堆(SCWR)燃料棒的热工水力特点,基于压水堆(PWR)燃料棒性能分析程序的理论模型和计算方法研究燃料包壳的物性模型和超临界水(SCW)与燃料包壳的传热模型,建立适用于SCWR燃料棒的性能分析程序——SCWRFPA。采用SCWRFPA和可分析SCWR的热工水力子通道程序ATHAS分别对1/8欧洲超临界轻水堆(HPLWR)燃料组件燃料棒进行计算,其计算结果基本一致。     

基于SCIENCE程序包的IFBA组件模型的可行性研究

表面涂有一薄层硼化锆的一体化燃料可燃吸收体(IFBA)被用作轻水堆UO2燃料组件的反应性控制。法国AREVA公司开发的SCIENCE程序包具有模拟IFBA组件的能力,但其模拟精度需经标定。本文利用APOLLO2-F程序建立IFBA组件模型和不含IFBA组件模型,研究了组件的无限增殖因数k∞及IFBA价值,并与西屋公司结果进行比较。分析了燃料和包壳温度的处理方法以及数据库的差异对结果的影响。利用硼化锆密度修正因子评估IFBA价值偏差对堆芯参数和功率分布等的影响。结果表明:SCIENCE计算的k∞及IFBA价值与西屋公司的结果符合较好,低燃耗区SCIENCE计算的价值偏小2%。装载8个104根IFBA棒组件的堆芯,组件相对功率最大偏差约为1%;硼浓度、功率峰因子FQ和焓升因子FΔH的变化均不到0.1%,可忽略。先导组件采用28根或更少的IFBA棒时,可直接采用SCIENCE程序进行计算。     

气冷快堆燃料组件设计及中子学特性分析

气冷快堆兼具高温气冷堆的经济性和快堆的可持续性等优点，在四代堆型中具有独特的技术优势。为了适应气冷快堆高温、高中子通量的堆芯环境，本文基于耐事故燃料模型，提出了一种块状气冷快堆燃料组件设计方案，并对该组件中铀钚混合燃料中的钚含量、冷却孔道的直径及数量、栅距比、包壳及组件盒厚度等物理参数对中子学特性的影响规律开展了敏感性分析研究。分析结果表明：在研究的6个参数中，钚含量和栅距比对组件的中子学特性影响最大，冷却孔道数量主要影响组件内的功率分布，其余参数对组件中子学特性几乎无影响。最后针对块状燃料组件低冷却剂份额的特点，利用单通道模型进行组件内的温度分布计算，给出了热工限值对组件参数的要求。     

改进现行轻水堆组件均匀化方法的必要性

准确获得堆内各种类型组件的均匀化参数是采用现代轻水堆堆芯分析方法进行核设计和燃料管理计算的基础,以 UO2 和 MOX燃料混合装载的 C5G7-MOX基准题的研究为例,指出对由 K.Koebke 和K.S.Smith 等人莫基、在目前商用轻水堆堆芯设计中广泛应用的等效均匀化理论加以改进是必要的,并指出采用多群模型和设法采用组件当地边界条件来产生用于空间均匀化的组件空间能谱分布是改进现行组件均匀化方法应采取的措施.     

环形燃料反应堆通量密度分布测量

相对中子通量密度分布是反应堆的重要物理参数之一,测量环形燃料零功率反应堆堆芯相对中子通量密度分布对了解环形燃料堆芯反应堆物理特性及开展安全分析具有指导意义。本文在环形燃料堆芯多边形装载下,采用箔活化法对辐照后燃料元件外表面不同位置金箔的γ活度进行测量,得到不同位置燃料元件轴向、径向的相对中子通量密度分布,并将测量值与蒙特卡罗理论计算值进行比对。结果表明：实验测量值与理论计算值最大相对偏差在12%以内,相对中子通量密度分布测量结果符合实验设计预期,现有蒙特卡罗分析手段可较好地分析堆内元件轴向通量密度分布情况。本文结果可为环形燃料的工程化应用提供重要的数据支撑。     

压水堆六角形燃料组件均匀化 计算软件包TPFAP-HEX

介绍了所研制的具有工程实用价值的压水堆六角形燃料组件均匀化计算软件包。该组件中子空间能谱的计算采用穿透概率法与响应矩阵法相结合的方法，在六角形几何内求解中子积分输运方程。在此方法中，栅元内中子源采用空间线性或二次近似，栅元表面中子通量密度角分布采用简化6P     

混合堆增殖钍基燃料组件中子学分析

采用压水堆17×17燃料组件模型,用燃料组件参数计算程序DRAGON分别对混合堆增殖钍燃料组件和全铀组件的中子学特性进行了研究,分析组件的燃料温度系数、慢化剂温度系数及其与燃耗的关系。计算结果表明,混合堆增殖钍燃料组件和全铀组件的中子特性相似,但钍燃料组件中的乏燃料组件中的次锕系核素(MA)的含量明显减少。     

三维中子输运方程离散纵标节块数值解法

本文研究了在直角坐标系中应用粗网的离散纵标节块法(DNTM)对三维中子输运方程数值求解的问题。编制了三维节块输运程序NOTRAND/3C;在节块内的中子通量采用二次近似,表面通量等于常数。它是二维DNTM方法的推广。为验证程序的正确性,对一系列检验和基准问题作了三维计算。计算结果表明,与S_N方法相比,它具有很高的计算效率,并在很粗的节块割分下具有非常高的精确度。     

核科学与工程 1986年 第6卷 总目录

第1期轻水堆燃料循环中若干化学问题·························”·······“·“················”·····”·…汪德熙(1) 反应堆与工程芯块偏置对核反应堆燃料棒温度场和热通量分布的影响“··““····”········一彭木彰邢建华(9) 二维轻水堆燃料组件中子通量分布的计算·”·””········“··“·”·”·…赵春雷尹邦华谢仲生(18)热核电站二回路主蒸汽管道破裂事故分析··“····””··““··”·“·“”····”··一张森如李元慧(29)带约束…