六边形套管型燃料堆芯临界质量测量试验结果验证分析

为验证核设计程序对燃料组件、铍组件和铝组件的计算可靠性,对六边形套管型燃料堆芯（HCTFR）临界质量测量试验数据进行了验证计算和偏差分析。通过分析不同位置铝组件的反应性差异,提出了新的近活性区铝组件计算模型,将铝组件近活性区布置方案的计算偏差从2.2%降低至0.1%,为堆芯核设计程序的工程验证奠定了较好的基础。      

六边形套管型燃料堆芯核设计专用程序试验验证

采用六边形套管型燃料堆芯（HCTFR）7个零功率物理试验方案的试验数据对核设计程序（CELL+CPLEV2）的计算精度进行工程验证。验证结果表明,7个临界试验方案的临界棒位有效增殖因子（k_eff）计算偏差均在±0.8%以内,与试验结果符合较好,控制棒价值和停堆深度计算偏差也都在可接受范围内,表明CELL+CPLEV2程序具有较高的计算精度和可靠性,可用于HCTFR的核设计。      

AP1000机组首次临界试验验证计算

首次临界试验是压水堆核电厂调试启动过程的关键环节，旨在确认核反应堆堆芯能按照设计要求达到预期的临界运行状态。本文利用西安交通大学自主研发的NECP-Bamboo程序系统对AP1000机组堆芯的首次临界试验的设计结果进行了验证计算，并与AP1000堆芯的核设计结果进行了比较。计算结果表明：预估临界状态下的硼浓度的偏差为-15 ppm，控制棒积分价值的最大偏差为-52 pcm，硼微分价值的偏差不超过0.2 pcm/ppm，反应性温度系数的偏差不超过1 pcm/K。本文计算结果的精度与高保真计算程序KENO（概率论方法）和VERA（确定论方法）的计算精度相当，为确保AP1000堆芯调试启动阶段的核安全提供了进一步的数据支撑。     

等效天然铀入堆辐照试验中子学性能分析

本文基于重水堆堆芯核设计程序系统,计算分析了装入等效天然铀（NUE）燃料的试验堆芯的中子学性能。对选择两个燃料通道进行入堆试验的方案进行了论证分析,通过与相应的设计限值以及全天然铀（NU）燃料堆芯中子学性能的比较,检验了实际入堆NUE燃料的中子学等效性。研究表明,实际入堆NUE燃料满足燃料的等效性要求,两个NUE燃料通道入堆试验方案从核设计角度是可行的,堆芯安全性不受影响。     

基于VENUS-2临界基准的CosMC程序验证

堆芯中含有大量经过多个循环、燃耗较高的钚燃料时,堆芯中子学特性会发生变化。为了验证目前核数据库及现有程序对这种情况的计算精度,经济合作与发展组织核能机构(OECD/NEA)提出了VENUS-2基准实验。Cos MC程序是专门用来进行反应堆计算的蒙特卡罗程序,可以处理复杂几何模型。本文采用最新核数据库及Cos MC程序对VENUS-2基准进行了计算,计算结果与其他程序做了对比,结果表明:Cos MC的计算结果与实验测量值以及其他程序计算的部分结果符合的较好,说明用Cos MC程序计算含混合氧化物(MOX)燃料堆芯的临界问题是可行的。     

双面慢化环形燃料反应堆物理实验

环形燃料零功率反应堆是首个双面慢化环形燃料作为核燃料的反应堆。本文采用周期法、落棒法获取环形燃料零功率反应堆的临界参数、控制棒价值、元件价值、含Gd元件的反应性效应等关键参数,对环形燃料零功率反应堆的物理性能进行实验研究,验证环形燃料反应堆堆芯物理设计计算程序。结果表明：根据外推过程确定堆芯临界装载环形燃料元件96根,实心燃料元件172根,此时k_eff为1.000 40,堆芯调节棒价值为-247.5 pcm,安全棒价值为-1 358.4 pcm;元件价值与理论值平均偏差为1.3 pcm,含Gd元件反应性效应与理论值平均相对偏差为8.8%。本文结果为环形燃料的工程化设计程序提供关键数据支撑。     

ADS铅冷却剂临界装置堆芯物理设计

为研究加速器驱动次临界反应堆系统(ADS)次临界堆芯与靶的耦合特性,以验证设计方法和计算程序,本文构建了ADS特有的快中子谱、较高能量放大系数及负温度系数的铅冷却剂临界装置堆芯,以用于开展不同富集度燃料特性、不同外源能谱与强度条件、不同实验样品的反应性影响、中子源与堆芯耦合特性等实验研究。确定了燃料元件构造、靶区结构、堆芯布置、反射层结构与价值、安全控制及反应性价值等物理参数,为下一步ADS铅冷却剂临界装置研制及实验研究提供了工程实施依据。     

蒙特卡罗方法用于HTR-10首次临界燃料装料预估的校算

在10MW球床式高温气冷实验堆(HTR—10)首次临界前．达到首次临界的堆芯燃料球装量预估是物理设计的一项重要任务．为了确保物理设计的可靠性．引入蒙特卡罗程序MCNP对VSOP程序的计算结果进行校验。根据HTR—10的特点对燃料元件和堆结构．设计出近似而合理的MCNP描述;再选择合理的计算特征值问题的参数,包括跳过的周期数、每周期标定的源数目和得到特征值的周期数;研究燃料球结构的不同描述对κeff的影响;确定较优的计算方案。该方案的计算结果表明,在27℃、空气气氛下,MCNP和VSOP程序预估的达到首次临界的总球数分别为16864个和16821个,相对误差为0．25％。HTR-10的首次临界实验表明．预估与实验的结果相对误差小于1．0％。     

球床式高温气冷堆初次临界物理计算的蒙特卡罗方法模型分析

对HTR-10初次临界的几何模型进行了对比和分析,运用基于蒙特卡罗方法的MCNP4B和TRIPOLI-4．3程序描述了高温气冷堆的包缀燃料颗粒在燃料球内的随机分布以及燃料球和石墨球在堆芯的随机混合分布应用TRIPOLI-4．3对HTR-10进行了初次临界物理计算,并且与已有的MCNP4B的计算结果进行了比较结果表明：基于蒙特卡罗方法的MCNP4B和TRIPOLI-4．3程序,采用适当的几何描述方式可以用手球床式高温气冷堆的初次临界堆芯物理计算．     

基于蒙特卡罗程序的AP1000反应堆堆芯布置方案的模拟

AP1000是美国西屋公司研发的大型压水反应堆,采用先进的非能动安全系统。AP1000反应堆有两种堆芯燃料布置方案:D19和Adv。结合两种设计方案的优点提出了一种新的堆芯燃料布置方案。利用MCNP6(Monte Carlo N-particle 6)程序对D19堆芯和新方案堆芯的首循环进行建模,并主要计算了新堆芯的核设计参数随燃耗的变化。结果表明,新堆芯在首循环寿期内满足AP1000的主要核设计准则。通过大规模并行计算表明,带燃耗计算功能的蒙特卡罗程序MCNP6能够在堆芯设计工作中发挥很好的参考作用。     

压水堆重反射层堆芯核热耦合高精度计算分析研究

重反射层的应用可提高反应堆中子经济性,其结构和中子吸收特性均与压水堆常规围板/反射层差异较大,因此对核设计程序的计算分析能力提出了新的要求。为分析重反射层建模方案对堆芯中子学计算结果的影响,使用先进中子学程序SCAP N和确定论堆芯高保真模拟程序NECP X对压水堆重反射层问题进行了高保真模拟,分析了5种反射层建模方案下计算结果的差异,并将高精度计算结果与商用核设计程序系统进行了对比。数值结果表明,重反射层水洞内冷却剂温度变化对计算结果影响较小;相较精确建模方案,重反射层铁水打混建模方案造成的反应性计算偏差在±30 pcm以内、组件相对功率分布计算偏差在±2%以内。     

用于磁流体发电的超高温反应堆堆芯设计

本文对磁流体反应堆的堆芯方案进行了探索,对石墨基体燃料和金属陶瓷燃料进行了比较,选择了金属陶瓷燃料进行磁流体反应堆的设计,给出了堆芯方案及堆芯物理、热工计算结果,并对发射掉落事故进行了计算和分析。计算结果可满足设计要求。     

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。     

典型压水堆堆芯物理-热工耦合稳态计算软件的开发与验证

为能更加准确地模拟典型压水堆中强烈的物理-热工耦合现象,研制了压水堆堆芯物理 热工耦合计算软件ARMcc。其中物理计算模块基于四阶节块展开法（NEM）和格林函数节块法（NGFM）,热工计算模块基于一维的单相单通道换热模型和一维圆柱导热计算模型,在程序中采用有限体积法和有限差分法求解一维圆柱导热模型。基于典型压水堆基准题NEACRP-L-335对程序的稳态耦合计算能力进行了验证,程序计算的堆芯关键参数如临界硼浓度、堆芯多普勒温度等参数与参考结果符合良好,临界硼浓度与参考结果的相对偏差均小于0.5%。另外研究4种计算模式对模拟堆芯物理-热工耦合过程的影响,选择PARCS程序计算结果为对比,发现NGFM+DIF模式能更加准确地模拟堆芯燃料多普勒温度和堆芯功率分布;NGFM+VOL模式能更加准确地模拟临界硼浓度;NEM+VOL模式能更加准确地模拟堆芯燃料最高温度。     

Thermal hydraulic calculation of the HTR-10 for the initial and equilibrium core

The thermal hydraulic calculations of the 10 MW high temperature gas-cooled-test module (HTR-10) are among the most important indications to judge the reactor performance under design conditions. The power distribution, the temperature distribution and the flow distribution of the HTR-10 are calculated for initial and equilibrium core in this paper. The temperature distribution includes the temperature parameters of fuel elements, the helium coolant and the main components in the reactor. In the temperature calculation of fuel elements, several uncertain factors are considered carefully, including non-uniform burnup, power distribution deviation, manufacture deviation of fuel elements, graphite balls mixed with fuel balls in the core, calculation deviation of heat transfer and so on. In the flow distribution calculation, the conservative pebble bed core flow value is selected. The results show that the maximum fuel temperature is much lower than the limitation and the flow distribution can meet the cooling requirement in the reactor core.     

Development of a Method for Evaluation of Pin-wise Power Distribution in Fuel Assemblies of Fast Reactors

In the design of fast reactor core with higher burnup and higher linear power, prediction accuracy of burnup history of fuel pin should be upgraded so as to assure fuel integrity without extra design margin under increased neutron fluence and burnup. A method is studied to predict fuel pin-wise power and its burnup history in fast reactors accurately based on an analytic solution of diffusion theory equation on hexagonal geometry with boundary condition from core calculation by finite-differenced diffusion calculation code. The present method is applied to a fast reactor core model, and its accuracy in predicting fuel pin power is tested. The result is compared with the reference solution by the finite difference calculation with very fine mesh. It is found that the present method predicts the power peaking factors in fuel assemblies accurately. The fuel pin-wise nuclide depletion calculation is also done using neutron fluxes for each fuel pin. The result shows that the fuel pin-wise depletion calculation is very important in predicting the burnup history of the fuel assembly in detail.