SONG—共振计算模块程序开发

栅格程序SONG的开发以各类新型反应堆的研发为主要目标,采用Stamm’ler方法和空间相关丹可夫(SDDM)方法进行共振计算,其共振计算模块在几何上具备对棒状和板状燃料元件的处理能力。Stamm’ler方法是基于等价理论的传统共振计算方法,该方法简单高效但无法考虑燃料元件内的精细空间自屏效应。SDDM方法在Stamm’ler方法基础上,进一步考虑燃料元件内不同区域的相关概率计算,实现了燃料元件内部空间相关共振自屏计算。现有Stamm’ler方法和SDDM方法相关理论均只针对棒状燃料元件,SONG程序中不仅实现了上述方法在棒状燃料中的应用,同时将其推广到板状燃料元件共振计算中,从而实现了多几何、多方法的共振计算模块。数值计算表明,SONG共振计算相关理论模型正确,共振计算精度满足要求。     

SONG—输运计算模块程序开发

多功能栅格计算程序SONG采用特征线方法(MOC)及粗网有限差分(CMFD)加速方法进行中子输运计算,具备在数据库能群结构下全组件精细几何计算能力。同时具有与MOC相适应的几何预处理模块,采用基于组件的模块化射线追踪,可处理方形、六角形组件及棒状、板状燃料元件。通过模块化的流程与数据结构设计,开发形成了几何无关的MOC输运求解模块,同时形成了可扩展的组件几何预处理模块。不同形状组件的几何处理模块与输运求解模块具有统一的数据接口。通过相关问题的计算表明,SONG程序具备多几何组件处理能力,同时输运计算结果具有较好的精度、效率及稳定性。     

SONG多群数据库的设计及制作

多功能栅格计算程序(SONG)是为适应新型反应堆的研发需求而开发的。在制作与之适应的多群数据库时,需要考虑新型反应堆在燃料、结构材料、冷却剂、慢化剂、能谱、燃耗深度方面的特性。应对新的需求,从燃耗链、能群结构、反应通道、共振参数等方面给出设计方案;利用经评定的核数据文件(ENDF)、核数据加工程序(NJOY)、核数据辅助加工程序(RUNBAT)、多群数据库管理程序(MANLIB),开展多群数据库的制作;针对该多群数据库进行了初步测试,结果表明数据库具备一定的可靠性。     

细棒稠密栅格参数优化设计

细棒稠密栅格相对于常规栅格具有一定优越性,燃料棒束按正三角形栅格紧密排列,能提高堆芯燃料所占体积份额,使堆芯具有较高的功率密度。在分析堆芯性能与栅格参数关系的基础上,以ABV-6M反应堆为例,提出堆芯功率密度和冷却剂流速两个目标函数。利用遗传算法对燃料元件的棒径、棒间距进行了多目标优化计算,将优化结果与文献中堆芯参数对比。对比结果表明,细棒稠密栅格对提高堆芯功率密度、改善堆芯性能是有效的。     

高功率研究堆低浓化物理特性研究(英文)

应用FG2DB两维两群扩散燃耗程序和带69群中子截面库的CELL栅元少群参数计算程序,对高功率研究堆低浓化堆芯进行了物理计算。LEU燃料元件的铀密度为3.6～7.2g/cm~3,包壳厚度为0.38～0.56 mm。结果表明:改变燃料芯体铀密度或厚度在物理上相当;各堆芯方案的控制棒价值等运行安全有关参数都可以接受,部分计算结果被拟合成线性或二次关系式以便于应用。给出了各堆芯的最小临界值、剩余反应性、运行寿期、快热中子通量和积分通量等物理参数。分析这些参数后指出,当~(235)U含量提高20％或更多时,LEU堆芯与HEU堆芯的主要物理性能相近,这时快中子通量几乎不受影响,热中子通量的下降率近似正比于元件~(235)U含量增加率,但由于LEU堆芯运行寿期的延长,对一般同位素生产与燃料元件辐照考验不会有太大影响。     

SNRE堆芯物理计算分析

采用蒙特卡罗方法的MCNP程序对小型核火箭发动机(SNRE)的堆芯建立了5个不同精细程度的计算模型,并对其有效增殖因子、转鼓价值和功率分布进行了计算。模型分析结果表明:元件均匀化处理可以满足一般的反应性计算,而要得到元件内部功率分布则必须采用精细描述元件的模型。参数计算结果表明:SNRE堆芯基本物理特性合理,转鼓控制价值足够,功率分布均匀合理,满足设计要求。     

小型长寿命核能系统燃料物理性能的研究

本文在简要说明世界上小型长寿命核能系统研究现状的基础上,提出了使用钍-铀燃料和铅-铋冷却剂构造小型长寿命堆芯的设想,并为此进行了一系列燃料物理性能的研究.对于长寿命核能系统的堆芯物理设计,使反应性随燃耗变动最小非常重要,同时应该尽可能地提高堆芯的燃耗以满足长寿命运行的需求.本文使用MCNP和MCBurn程序详细计算分析了使用不同的初始驱动燃料、不同栅格、燃料成分和类型、富集度条件下,燃料栅元的燃耗反应性变化等性能,并对其进行了能谱、转换比、富集度变化等方面的分析,经过对比初步确定了使用钍-铀燃料构造长寿命堆芯的物理条件,并以此为起点构造出一个堆芯,计算给出了反应性空泡系数等安全参数.     

堆芯中子学程序系统SARCS-4.0的开发及初步验证

开发了堆芯中子学程序系统SARCS-4.0,该程序系统能处理由任意方形燃料组件组成的堆芯;能计算铀钚、钍铀燃料循环;能计算硼、钆、铒、铪、银、铟、铕、钐等各类可燃毒物和含硼、铪、银-铟-铬、铕、镝等各类控制棒;具备堆芯核设计的基本功能.使用SARCS-4.0系统对超临界水冷反应堆(SCWR)堆芯进行计算以验证程序系统的计算准确性,结果表明,SARCS-4.0系统具有较高计算精度,该系统从功能上、精度上均适用于新型反应堆堆芯选型研究.     

球床式高温气冷堆MOX燃料循环优化

与压水堆相比,球床式高温气冷堆能在堆芯结构不做明显改变的情况下采用全堆芯装载混合氧化物（MOX）燃料元件。基于250 MW球床模块式高温气冷堆堆芯结构,设计了4种球床式高温气冷堆下MOX燃料循环方式,包括铀钚混合的燃料球和独立的钚球与铀球混合装载的等效方式,采用高温气冷堆设计程序VSOP进行分析,比较了初装堆的有效增殖因数、燃料元件在堆芯内滞留时间、卸料燃耗、温度系数等主要物理特性。结果表明：采用纯铀和纯钚两种分离燃料球且铀燃料球循环时间更长的方案,平均卸料燃耗较高,总体性能较其他循环方式优越。     

熔盐堆栅格参数优化

针对新型的采用无铍熔盐燃料的氧化铍慢化钍基熔盐堆,利用上海核工程研究设计院自主开发的SONG/TANG-MSR程序系统,通过大量的方案分析,在熔盐堆栅格尺寸、P/D(栅距与燃料孔道直径的比值)、233 U含量等关键栅格参数上对钍基熔盐堆进行优化。计算结果表明,采用较低的233 U浓度的小栅距栅格设计,新型的熔盐堆设计具有很高的增殖比,并保持负功率系数。与传统熔盐堆相比,新型钍基熔盐堆具有更高的核燃料增殖能力。经过栅格优化的新型钍基熔盐堆可满足下一代核能系统可持续性和安全性要求。     

CANDU堆应用RU的PWR/CANDU联合核燃料循环的研究

对压水堆乏燃料后处理回收铀（RU)在秦山三期CANDU堆中应用的可行性和经济性进行分析。使用ORIGEN2程序．对后处理回收铀在生产后放置不同时间后核素的成份和放射性活度进行了计算。证明RU燃料元件生产的放射性水平是可以接受的。使用DRAGON／DONJON程序对应用RU的秦山三期CANDU堆的时均堆芯和瞬时堆芯校验分析表明：采用简单的2燃耗区，2、4棒束的换料方案能满足最大通道功率、最大棒束功率限制。通过放射性分析和堆芯物理分析可以看出，秦山三期CANDU堆在不改变堆芯结构及运行模式的条件下，从天然铀(NU)燃料过渡到RU燃料是可行的。通过对秦山三期CANDU堆应用RU的经济性分析，可以看出PWR／CANDU联合核燃料循环的策略既可节约铀资源(23％)，提高燃料的能量输出(4l％)．又减少了废燃料的处置量(66％)．可大大降低核电成本。     

高功率研究堆低浓化物理特性研究

应用ＦＧ２ＤＢ两维两群扩散燃耗程序和带６９群中子截面库的ＣＥＬＬ栅元少群参数程序，对高功率研究堆低浓化堆芯进行了物理计算。ＬＥＵ燃料元件的铀密度为３．６－７．２ｇ／ｃｍ３，包壳厚度为０．３８－０．５６ｍｍ。结果表明：改变燃料芯体铀密度或厚度在物理上相当；各堆芯方案的控制棒价值等运行安全有关参数都可以接受。部分计算结果被拟合成线性或二次关系式以便于应用。给出了各堆芯的最小临界值、剩余反应性、运行寿期、快热中子通量和积分通量等物理参数。分析这些参数后指出：当Ｕ－２３５含量提高２０％或更多时，ＬＥＵ堆芯与ＨＥＵ堆芯的主要物理性能相近，这时快中子通量几乎不受影响，热中子通量的下降率近似正比于元件Ｕ－２３５含量增加率。但由于ＬＥＵ堆芯运行寿期的延长，对一般同位素生产与燃料元件辐照考验不会有明显影响。     

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。     

ADS原理验证装置燃料布置方案

"启明星"的次临界驱动堆是加速器驱动洁净核能系统(Accelerator Driven System,ADS)的原理验证装置,采用快-热耦合的堆芯组成方式,由天然金属铀组成快中子能谱区,低浓铀元件组成热中子能谱区.使用MCNP程序的U卡和Fill卡对次临界实验装置进行设计计算,根据keff在0.90～1.00之间的设计要求,确定了热区的燃料栅格.     

紧凑型压水堆钍-铀燃料长寿期堆芯物理特性研究

针对棒元件正方形栅格组件,进行均匀混合钍-铀燃料中子学分析。分析表明:钍-铀燃料能够使组件反应性随燃耗变化曲线更平缓,非常有利于提高反应性控制能力。在此基础上,以紧凑型压水堆为对象,进行钍-铀燃料长寿期堆芯方案概念设计研究并进行评价。计算表明:堆芯燃耗寿期可达到1000等效满功率天(EFPD),235U利用率可达到51.3%。研究表明:紧凑型压水堆应用钍-铀燃料,是实现长寿期设计的重要技术途径之一。     

基于CMS程序包的环形燃料堆芯物理计算分析

为研究在大型商用压水堆中采用环形燃料元件的可能性,需分析环形燃料的堆芯物理性能。本文研究了CASMO5程序计算环形燃料组件物理参数出现偏差的原因及其处理方法,分析了4组环形燃料先导组件加入秦山二期核电站平衡循环堆芯之后的堆芯物理参数。计算结果表明,装载的环形燃料先导组件对堆芯物理性能影响较小,基于CMS程序包开展环形燃料堆芯物理性能分析计算是可行的。     

压水堆中使用分立型铀、钍燃料组件的堆芯物理特性研究

通过对分立型铀、钍燃料组件 ,使用在秦山 30 0MW电功率压水堆核电厂中堆芯物理特性的探讨 ,寻找2 3 2 Th在PWR中可能利用的途径。为此 ,特采用铀、钍燃料组件分立的双进料系统的装卸料方法 ,其堆芯寿期分别为铀组件 3个循环 ;钍组件 1 0个循环。并以秦山核电厂为参考电厂 ,进行了 1 0个循环的燃耗计算 ,每一循环装料时均有 4个钍组件进堆。计算结果表明 :到第 1 0循环寿期末 ,堆芯中 40个钍组件所含的2 3 3 U总量已达到 2 1 2 6kg ,可直接参与堆芯的链式反应 ,从而达到利用2 3 2 Th的目的。并可同全铀组件堆芯比较中看出 ,分立型铀、钍组件混装堆芯每一循环 (第 1 0循环后 )可少装 2 0 0多kg2 3 5U ,这样就为钍 铀燃料循环展示了光明的前景。当然如果要达到实际应用 ,仍有许多工程技术问题亟待解决     

APA-H程序应用于田湾核电站1号机组堆芯物理参数计算验证

为验证APA-H(ALPHA-H/PHOENIX-H/ANC-H)程序系统应用于田湾核电站1号机组(VVER1000)堆芯物理参数计算的可行性,针对田湾核电站1号机组第6~9燃料循环的燃料管理开展计算研究。对临界硼酸浓度、组件相对功率分布以及启动物理试验进行模拟计算,并与试验测量数据进行比对。结果表明,计算值与试验测量数据符合良好,满足验收准则。APA-H程序系统可用于田湾核电站1号机组的堆芯物理参数计算。     

研究堆燃料管理研究

研究堆换料模型以日本JRR3M堆为基础建立,堆芯燃料管理采用以CITATION为主的程序包计算,包括:截面生成程序CSMAKE、堆芯计算程序CITATION、控制棒调节程序ARDP以及燃耗计算程序BURNFCTA。以此程序包对研究堆燃料管理进行改进研究,分别得到了满足不同改进要求的平衡循环方案。     

基于FCM燃料的商业压水堆中子学分析

全陶瓷微封装(Fully Ceramic Microencapsulated,FCM)燃料是一种将三结构同向性型(Tri-structural isotropic,TRISO)燃料颗粒弥散于SiC基质的先进燃料,具有良好的包容裂变产物的能力,能有效地改善核燃料在严重事故下保持结构完整性的能力,有利于降低核电站发生大量放射性物质泄漏的风险,是耐事故燃料(Accident Tolerant Fuel,ATF)的主要研究方向之一。与传统UO_2陶瓷芯块燃料相比,FCM燃料的U装量较少,且燃料基体采用SiC,慢化能力较好,可能导致FCM燃料应用于商业压水堆时寿期初慢化剂温度系数为正,不能满足堆芯的固有安全性。本文以标准AFA3G 17×17栅格形式的UO_2-Zr合金燃料组件为参照对象,采用中核集团自主研发的NESTOR软件,分析了17×17和13×13两种栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组件的中子学特性,评价了由13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组成反应堆堆芯的总体物理特性。研究表明:含钆可燃毒物的13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组件可满足欠慢化要求,13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)用于大型商业压水堆堆芯的慢化剂温度系数可以为负,首循环堆芯可达到与参照堆芯接近的燃耗深度与循环长度,能初步满足商业压水堆堆芯的固有安全性和经济性的要求。