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。      

对SINBAD屏蔽基准题实验的模拟验证

为了验证屏蔽基准题的准确性，进一步完善我国的标准基准题库，采用蒙特卡罗MCNP程序精细建模计算方法，针对SINBAD屏蔽基准题库，选取其中具有代表性的3例基准题对其准确性进行评估验证。结果表明，模拟计算得到的结果在误差允许的范围内，能够给其他自主软件提供数据验证支持，可将验证结果归入我国屏蔽基准题数据库。      

基于决策树的堆芯物理参数预测研究

反应堆堆芯核设计涉及大量方案的搜索与详细计算，缩短方案搜索时间有利于提高核设计效率。数据挖掘技术通过对大量数据进行学习与模式识别，可实现核设计方案物理参数的快速预测，更快地筛选出可行的备选堆芯方案。本文基于数据挖掘的决策树4种算法：C4.5、RepTree、Random Forest及Random Tree，在计算时以燃料富集度、含可燃毒物燃料棒数量及含量作为自变量，以寿期内k_eff不均匀系数偏差（KUCD）、径向功率不均匀系数偏差（RPNCD）、径向中子通量不均匀系数偏差（RFNCD）、堆芯寿期（CL）作为目标函数，构成目标函数符合度（CPF），利用大量已知核设计参数的组件及堆芯设计方案作为数据挖掘训练集，构建数据挖掘模型，并用于对未知核设计参数的组件方案集合（测试集）进行CPF快速预测。结果表明，4种算法利用训练集构建数据挖掘模型的时间在0.6 s以内，各算法的交叉验证精度均在0.7以上，其中C4.5算法对CPF预测精度最高；对测试集方案的核设计参数预测中，单个方案的预测时间均在0.9 s以内，而Random Forest算法对CPF等于4的预测效果最好。     

超长寿命小型自然循环铅铋快堆堆芯概念设计研究

以提高铅铋快堆的经济性与固有安全性为目标，开展100 MWt超长寿命小型自然循环铅铋快堆SPALLER-100概念设计，在选用PuN-ThN燃料和²⁰⁸Pb-Bi冷却剂的基础上，提出了一种添加固体慢化剂BeO的燃料组件设计方案，开展了堆芯布置研究和控制棒系统设计，分析了堆芯物理特性与稳态自然循环特性。结果表明：在低燃料装载量和小堆芯体积条件下，SPALLER-100堆芯换料周期达32 a，平均卸料燃耗高达210.38 MW·d/kg(HM)，整个寿期内的反应性系数均为负值。稳态运行工况下燃料包壳、芯块最大温度均小于安全限值，反应堆具备一回路自然循环能力和一定流量自动分配能力。     

基于模糊多模型的堆芯功率控制

传统的堆芯功率PID控制器是基于单一功率水平处的堆芯局部模型设计的，难以准确描述整个堆芯功率水平范围的控制。因此，本文基于5个不同功率水平下的传递函数模型，通过三角隶属度函数加权，建立堆芯模糊多模型，并依据该模型设计堆芯功率模糊PID控制。以TMI型压水堆堆芯为对象，开展不同初始功率水平下的堆芯功率跟踪、堆芯进口温度扰动的控制仿真。结果表明，基于模糊多模型设计的堆芯功率模糊PID控制器可实现对堆芯功率的良好控制。     

动态参数形状函数和权重函数对加速器驱动次临界反应堆中子动力学的影响

在准静态框架下,动态参数由权重函数、动力学量算符、形状函数的卷积得到。传统方法的形状函数和权重函数并不能满足外源驱动次临界系统的中子动力学分析。本文分别采用λ基波中子通量密度、α基波中子通量密度、加速器驱动次临界系统(Accelerator Driven Sub-critical System,ADS)反应堆稳态中子通量密度作为初始形状函数,采用共轭λ基波中子通量密度、共轭瞬发α基波中子通量密度、ADS反应堆稳态共轭中子通量密度作为权重函数,通过改进的准静态方法对外源驱动次临界系统的启堆过程和断束工况中子动力学进行模拟。通过与时空动力学方程直接求解结果对比发现:权重函数是影响中子动力学结果的主要因素;对于启堆过程,适合采用ADS反应堆稳态中子通量密度作为初始形状函数、共轭λ基波中子通量密度作为权重函数;对于断束工况,适合采用ADS反应堆稳态共轭中子通量密度作为权重函数。权重函数相对于外源瞬变的滞后现象表明,在外源瞬变后的短时间内,外源中子对中子价值和权重函数的影响具有非均匀性,在建立优化的权重函数模型时,需要将共轭外源项的非均匀分布纳入考虑。     

IMF燃耗特性与次锕系核素产量分析

在轻水堆中采用惰性基质燃料(IMF)能有效地从源头上降低乏燃料中次锕系核素(MA)的含量。为了研究IMF的燃耗特性,选取两种典型IMF方案PuO2+ZrO2+MgO和PuO2+ThO2,开展不同PuO2含量下IMF燃耗反应性计算,并与UO2燃料以及MOX燃料进行比较分析。结果表明:在总燃耗时间为1 095d情况下,两种IMF方案中PuO2体积分数为2%~10%时,其寿期末kinf均大于1,但PuO2+ZrO2+MgO方案的燃耗反应性波动大于PuO2+ThO2方案,PuO2+ThO2方案燃料寿期末MA的含量明显小于前者;在同一等效重金属质量分数下,MOX、UO2燃料寿期末MA的含量均大于两种IMF。     

"启明星1#"单向耦合快区外中子源放大系数研究

计算分析"快-热"耦合加速器驱动次临界实验装置"启明星1#"在252Cf,Am-Be和氚--氚(2H-3H)中子源驱动下,单向耦合时快区泄漏中子数、净中子产额和泄漏中子谱随快区层数与外中子源能量的变化关系.结果表明,从反应堆产能和嬗变角度考虑,"启明星1#"实验装置快区燃料元件单向耦合时存在最优化的元件装载量.     

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。     

双热中子束流治疗孔道低浓化BNCT堆初步设计

以我国已经建成的高浓铀为燃料的BNCT堆为研究对象,将其堆芯低浓化并且添加水平热中子双束流治疗孔道,开展双热中子束流BNCT堆堆芯低浓化初步设计,计算分析该BNCT堆的keff、控制棒价值、顶铍效率、堆芯能谱、堆芯径向通量、轴向通量、辐照管通量等参数,得到双热中子束流治疗孔道低浓化BNCT堆初步设计方案.