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。     

杂质硼在高温气冷堆中的燃耗特性

在球床式高温气冷堆的堆芯和石墨反射层中,不可避免地含有少量杂质硼。硼杂质的存在及其燃耗会对反应堆的反应性产生影响。对于多次通过的球床堆芯,根据燃料元件的运行历史计算所有元件的硼燃耗,对于中子注量率差别较大的反射层,分区计算了硼燃耗。再采用微扰理论,计算燃耗过程中硼反应性价值的变化。计算结果表明,硼杂质燃耗很快,因此,硼杂质对反应性的影响降低很快。     

高温气冷堆放射性总量计算程序研发与验证

堆芯放射性总量计算是核电站辐射防护设计、屏蔽计算和环境影响评价的基础。为进一步提高高温气冷堆堆芯放射性总量计算分析能力,自主研发了高温气冷堆堆芯源项计算程序NUIT,计算了HTR-10和HTR-PM堆芯内特定燃耗的燃料元件的放射性,并与KORIGEN程序的计算结果进行了对比。计算结果表明,NUIT程序可用于高温气冷堆堆芯放射性总量计算,并具有较好的计算精度和效率。     

高温气冷堆不确定性分析的新进展

球床高温气冷堆由于采用流动球床堆芯和燃料多次通过的运行方式,不能直接套用轻水堆中一般采用的“系统分解,逐级传递”的分析思路,其不确定性的传播和分析具有特殊性。清华大学核能与新能源技术研究院基于高温气冷堆的设计分析经验,开展了高温堆的不确定性研究,并取得了一些进展。目前高温气冷堆已建立起完整的不确定性分析计算框架。在此框架内,基于VSOP程序,开发能反映球床高温气冷堆实际运行特点的不确定性分析程序VSOP-UAM,实现了核数据不确定性隐式效应和显式效应的完整分析。然后使用SCALE/TSUNAMI-3D和VSOP-UAM程序,建立燃料球、堆芯单元、初装堆芯和平衡堆芯的分析模型,量化了核数据的不确定性对各种模型关键参数的影响。此外,还量化了球流混流效应、燃料富集度、燃料孔隙率这些球床堆芯参数的不确定性对堆芯有效增殖因数k_eff和功率分布的影响。从计算结果可看出,高温气冷堆的不确定性分析显示出了有别于传统轻水堆的结果。     

高温气冷堆不确定性分析的新进展

球床高温气冷堆由于采用流动球床堆芯和燃料多次通过的运行方式,不能直接套用轻水堆中一般采用的"系统分解,逐级传递"的分析思路,其不确定性的传播和分析具有特殊性。清华大学核能与新能源技术研究院基于高温气冷堆的设计分析经验,开展了高温堆的不确定性研究,并取得了一些进展。目前高温气冷堆已建立起完整的不确定性分析计算框架。在此框架内,基于VSOP程序,开发能反映球床高温气冷堆实际运行特点的不确定性分析程序VSOP-UAM,实现了核数据不确定性隐式效应和显式效应的完整分析。然后使用SCALE/TSUNAMI-3D和VSOP-UAM程序,建立燃料球、堆芯单元、初装堆芯和平衡堆芯的分析模型,量化了核数据的不确定性对各种模型关键参数的影响。此外,还量化了球流混流效应、燃料富集度、燃料孔隙率这些球床堆芯参数的不确定性对堆芯有效增殖因数k_(eff)和功率分布的影响。从计算结果可看出,高温气冷堆的不确定性分析显示出了有别于传统轻水堆的结果。     

深燃耗球床式气冷快堆研究

气冷快堆是未来发展的第四代先进核能系统候选堆型之一,它可以满足核能的可持续性、安全可靠性和经济性要求.从反应堆物理和热工水力学的角度出发,设计了热功率300 MW的球床式气冷快堆,选择了碳化物燃料作为气冷快堆的燃料.用耦合燃耗计算程序COUPLE2.0模拟得到了深燃耗气冷快堆的铀燃料循环的平衡态.平衡态研究结果表明基于深燃耗的300 MW球床式气冷快堆可以提高铀资源的利用率同时降低乏燃料中的次锕系核素的含量.当燃料球直径为6 cm,燃料区的直径为5.5 cm,燃料占燃料区的体积的70%,燃料形式为UC,其中235U的初始富集度为12%时,燃料球通过堆芯的时间可以达到12 600 d,重金属燃耗深度为164.38 GWd/t,总的铀资源的利用率可以达到为28.03%.     

球床高温气冷堆卸料燃耗阈值对平均卸料燃耗的影响

基于蒙特卡罗方法开发了球床高温气冷堆燃料球运行历史模拟程序,分析不同卸料燃耗阈值对平均卸料燃耗、卸料燃耗分布的影响,并分析了不同球流速度模型下的差别。结果表明,卸料燃耗阈值对于平均卸料燃耗、卸料燃耗分布很大程度上受到各流道燃料增量的特性的影响。     

HTR-10燃耗自动测量系统

对燃料球进行高效准确的燃耗测量是球床式高温气冷堆实现高利用因子运行的关键环节.10MW高温气冷堆燃耗测量目前未能实现自动运行.结合燃料装卸系统设计原理及燃料循环过程运行特点,对HTR-10原手动燃耗测量提出改进,实现了自动燃耗测量.现场运行结果表明,该方法逻辑准确、可靠性高,能够有效避免人为因素造成的误操作.     

冷却衰变时间对球床模块式高温气冷堆在线燃耗测量的影响分析

球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)需要对球形燃料元件进行在线燃耗测量,以决定其是否退出燃料循坏.在燃料元件卸出堆芯到达测量位之前,要经过一段时间的冷却与衰变;这段时间对于燃耗测量过程有较大影响.利用同位素燃耗与衰变分析软件KORIGEN和粒子输运模拟计算软件MCNP相结合的方式,分析了燃料元件冷却衰变时间对燃耗测量过程的影响.结果表明,只要采取适当的γ谱分析方法,冷却衰变时间大于50 h,就可以满足HTR-PM对燃耗测量系统的要求.     

西安脉冲堆燃料元件精细燃耗分布的蒙特卡罗方法研究

本文采用RMC模拟计算了西安脉冲堆（XAPR）稳态堆芯第1循环燃料元件的精细燃耗分布情况,根据XAPR运行温度制备了多温度点氢化锆的热化截面,计算了零燃耗下XAPR冷态和热态实验的k_eff。分别考虑燃料棒径向和轴向空间离散化下温度反馈的结果,确定了首循环脉冲堆三维燃耗最深的位置。结果表明,采用燃料棒径向燃耗分区的15 EFPD下D5和G14燃料棒燃耗计算结果较径向不分区的结果更接近实验值,RMC应用于XAPR精细燃耗计算具有较高可靠性,可用于脉冲堆物理计算与安全分析工作。     

双约束核素筛选与燃耗链压缩算法研究

在进行反应堆燃耗计算时,由于评价核数据库中各核素反应截面、寿命差异大,因此形成的燃耗矩阵规模大、刚性强。为降低燃耗矩阵规模、改善矩阵病态程度,有必要研究适用于多种堆芯设计研发需求的燃耗链压缩算法,并形成压缩燃耗链和数据库。首先建立了核素筛选标准,根据各个核素对中子吸收率和重要核素核子密度的贡献率对核素重要性进行排序筛选,研究了基于中子吸收率和重要核素产量贡献率的双约束燃耗链压缩算法,并完成相关程序模块的开发。通过对Kylin-2程序数据库压缩的计算分析,验证了该燃耗链压缩算法的可行性。采用压缩数据库可使其在保持原有计算精度的基础上大幅减少计算时间、提高计算效率;通过燃耗链压缩算法的研究与压缩数据库的实现,为从评价数据库出发制作压缩数据库提供了技术支撑。      

燃耗信任制下燃耗计算对临界计算的偏差及不确定度的研究

为量化燃耗信任制中燃耗计算传递给临界计算的不确定度,本文基于参数统计法对燃耗计算的核素偏差及偏差不确定度展开分析,并以蒙特卡罗（MC）抽样方法计算的kinf不确定度为基准,比较不同抽样方法对临界计算不确定度的影响。结果表明,核素偏差与偏差不确定度是随样品燃耗变化的分段函数。对于临界计算,拉丁超立方抽样（LHS）方法与MC抽样方法的kinf不确定度计算结果吻合较好,且LHS方法可考虑参数间的相关性,计算结果更真实,可进一步提升电厂的经济性。     

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.     

燃耗数据库基准检验方法研究

燃耗数据库基准检验方法对于研制高准确度的燃耗数据库至关重要。本文以TAKAHAMA 3压水堆辐照后检验实验中SF95样品的建模为例，研究了建模要素对燃耗计算的影响，确定了燃耗实验建模的方法，开展了燃耗信用制研究感兴趣的锕系和裂变产物核素积存量计算值与实验值的比对。比对结果显示，主锕系核素计算偏差小于2%，大部分次锕系核素偏差小于10%，大部分重要裂变产物核素偏差小于5%。本文还对125Sb积存量随燃耗深度变化规律进行了理论分析，确认了破坏性放化实验测量结果存在缺陷，并进一步获得了125Sb积存量的修正值，使计算偏差从接近170%下降到20%以内。本次研究表明，燃耗数据库基准检验研究不仅需发展适当的燃耗实验建模方法，还需对实验数据进行适当的评价。     

Development and validation of depletion code system IMPC Burnup for ADS

Depletion calculation is important for studying the transmutation efficiency of minor actinides and longlife fission products in accelerator-driven subcritical reactor system(ADS). Herein the Python language is used to develop a burnup code system called IMPC-Burnup by coupling FLUKA, OpenMC, and ORIGEN2. The program is preliminarily verified by OECD-NEA pin cell and IAEAADS benchmarking by comparison with experimental values and calculated results from other studies. Moreover,the physics design scheme of the CIADS subcritical core is utilized to test the feasibility of IMPC-Burnup program in the burnup calculation of ADS system. Reference results are given by the COUPLE3.0 program. The results of IMPC-Burnup show good agreement with those of COUPLE3.0. In addition, since the upper limit of the neutron transport energy for OpenMC is 20 MeV, neutrons with energies greater than 20 MeV in the CIADS subcritical core cannot be transported; thus, an equivalent flux method has been proposed to consider neutrons above 20 MeV in the OpenMC transport calculation. The results are compared to those that do not include neutrons greater than 20 MeV. The conclusion is that the accuracy of the actinide nuclide mass in the burnup calculation is improved when the equivalent flux method is used. Therefore, the IMPC-Burnup code is suitable for burnup analysis of the ADS system.     

基于蒙特卡罗方法的IVR熔融池内热源时序模型构建及分析

堆内熔融物滞留（IVR）作为反应堆严重事故的关键缓解策略,目前已广泛应用于新一代压水堆（PWR）。针对IVR的有效性,如熔融池内对流、下封头传热、壁面临界热流密度（CHF）的估算等研究,是该领域数年来的热点。针对上述问题,国内外先后开展了数起实验,如COPO、BALI、SEMICO、COPRA等,并基于实验结果展开了大量数值模拟,以探索IVR下的传热规律,为其性能及设计提供参照。本文基于中子物理蒙特卡罗程序RMC对压力容器下封头熔融池模型进行了细网格建模及材料填充,并通过燃耗/衰变热计算DEPTH程序构建了熔融池内热源时序模型。研究结果显示,该模型能体现熔融池内热源变化趋势,得到的时序数据对IVR的进一步研究有重要意义。     

Burnup Calculation Sensitivity and Uncertainty Analysis Method of Fission Yield and Decay Half-life

The calculation model of sensitivity coefficient for decay half-life and fission product yield in burnup calculation was derived based on generalized perturbation theory, which considered the interaction between nuclear concentration and neutron flux. A code was developed to calculate sensitivity and uncertainty of effective neutron multiplication factors and nuclide concentration caused by nuclear data. Covariance matrix of fission yield for a simplified burnup library was generated based on standard deviation data of independent fission yield in evaluated nuclear data library to improve the accuracy of uncertainty quantification. Uncertainties induced by decay half-life and fission yield on infinite neutron multiplication factors and nuclide concentration for TMI-1 pin-cell in the UAM burnup benchmark were quantified based on ENDF/B-Ⅶ.1. The numerical results show that the uncertainty of infinite neutron multiplication factors induced by decay half-lives and fission yields is low, while the uncertainty of concentration of some fission product nuclide is high.     

针对裂变产额和半衰期的燃耗计算灵敏度和不确定度分析方法

基于广义微扰理论推导了裂变产额和半衰期的燃耗灵敏度系数理论模型,该模型考虑了原子核密度和中子通量的相互影响,并开发了燃耗计算中有效增殖因数和原子核密度等响应参数对核数据的灵敏度和不确定度分析程序。基于评价核数据中裂变产物独立产额的标准差数据,产生了针对压缩燃耗数据库的裂变产额协方差矩阵,以提高不确定度的计算精度。基于ENDF/B-Ⅶ.1数据库量化了UAM基准题TMI-1栅元无限增殖因数及重要裂变产物和重核的原子核密度由裂变产额和半衰期引入的不确定度。数值结果表明,对于栅元无限增殖因数,裂变产额和半衰期引入的不确定度很小;对于部分裂变产物的原子核密度,裂变产额和半衰期会引入较大的不确定度。