DRAGON程序加载WLUP数据库处理钍基燃料的基准题计算验证

为验证DRAGON程序加载WLUP数据库处理钍基燃料问题的可靠性,本文使用DRAGON程序加载WLUP提供的14种WIMSLIB格式核数据库,计算钍基燃料基准问题的k_eff并与实验值进行比对,选择IAEA提供的WIMSD程序计算结果作为比对组。结果表明：DRAGON程序计算结果与WIMSD程序计算结果表现出较好的吻合性,处理轻水慢化钍基燃料时,推荐使用endf68gx数据库,其平均相对偏差为0.18%;处理重水慢化钍基燃料时,推荐使用endf71与jendl3gx数据库,其平均相对偏差为0.81%。因此,使用DRAGON程序加载合适的WLUP数据库计算钍基燃料问题具有一定的可行性。     

钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1的基准检验

中国科学院上海应用物理研究所委托中国核数据中心研制了钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1,用于钍基熔盐实验堆的临界计算及屏蔽设计。为验证该数据库的可靠性,根据钍基熔盐实验堆的特点,从国际核临界安全手册中挑选了一系列基准实验装置进行基准检验。检验结果表明,绝大部分基准装置的k_eff计算结果与实验数据的相对误差在0.5%以内,证明CENDL-TMSR-V1具有较好的可靠性和适用性,可用于钍基熔盐实验堆的物理设计。     

DRAGON用于反应堆中微子实验的基准验证

反应堆中微子实验中需计算输出²³⁵U、²³⁸U、²³⁹Pu、²⁴¹Pu在不同燃耗下的裂变份额,而通常的组件计算程序不输出这些结果。为适应反应堆中微子实验的需求,本文用Takahama-3基准对DRAGON用于压水堆燃耗进行基准验证,给出了反应堆中微子实验中关心的4种核素质量密度实验值与计算值的平均偏差,并利用计算出的裂变份额以及每次裂变释放的能量等,给出了NT3G24组件的反应堆中微子能谱,从而验证了DRAGON应用于反应堆中微子实验的可行性。     

TP2008核数据库验证

TP2008是新研制的用于TPFAP程序的69群核数据库,本文利用IAEA压水堆棒状燃料组件基准问题和零功率临界实验结果对TP2008核数据库进行了验证分析。结果表明,燃料组件无限增殖因数k_∞与机构TUR的符合相对好;棒状燃料组件相对功率分布计算结果与参考程序的符合较好。零功率临界实验的堆芯有效增殖因数k_eff的相对偏差大部分在-0.5%以内,符合较好。     

基于BEAVRS全堆基准题的RMC临界计算验证

BEAVRS是基于20世纪60年代美国商用反应堆建立的基准题模型,具有精细的堆芯配置参数和详细的运行测量数据,是新型的反应堆分析工具验证基准题。本研究利用自主堆用蒙卡程序(RMC)对BEAVRS进行建模,计算反应堆在不同硼浓度和控制棒步数条件下的临界有效增殖系数、控制棒价值、温度系数、仪表管里的235U裂变率等一系列重要参数。结果与实测数据及同类软件结果在可接受范围,验证了RMC进行反应堆临界分析的精确性和可靠性。     

RIA基准题验证堆芯三维物理-热工耦合程序

以COBRA-Ⅳ和NLSANMT程序为基础,开发了堆芯三维物理-热工耦合程序C4/NK。针对两个典型的反应性引入事故（RIA）,即NEACRP弹棒基准题和提棒基准题,分别进行了验证计算。与参考值和其他程序的计算结果相比,C4/NK耦合程序具有较好的精度,能正确模拟瞬态过程中的物理-热工反馈现象。     

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。      

TP2008核数据库研制

根据最新评价核数据库ENDF/B-Ⅶ的特点,对群常数制作程序系统NJOY97进行了修改,建立了NJOY97CNDC程序系统。并采用NJOY97CNDC程序系统,主要基于ENDF/B-Ⅶ库,研制了与TPFAP程序接口的TP2008核数据库,同时,采用TPFAP-E程序对TP2008库进行了相应的基准检验计算,并将计算结果与基准实验值、TPFAP程序自带库(CPMLIB)的计算值、TP2000库的计算值进行了比较,验证了TP2008库的可靠性。可以看出,TP2008库给出了较好的基准检验计算结果。更全面的工程检验计算,有待于进一步地展开。     

钍基先进坎杜堆非能动慢化剂系统概念设计

以钍基先进重水堆（简称TACR）慢化剂系统作为研究对象,提出了一种满足非能动安全要求的概念设计。在此设计中,首次将慢化剂冷却系统和余热排出系统合二为一,并用热工水力分析程序CATHENA Mod3．5c／Revl分析了反应堆在正常工作时的稳态运行情况,为验证设计的可行性奠定了基础。     

钍基先进CANDU堆(TACR)钍-铀燃料功率影响研究

在CANDU堆燃料栅元物理的研究中,通常选择堆芯平均的燃料比功率对栅元进行计算模拟,而在TACR中,由于使用了钍燃料,比功率的不同就可能对核反应产生影响,并通过影响棒束栅元的基本截面参数而影响到全堆计算的结果.本文对不同定功率条件下,含全铀燃料和钍-铀燃料棒束的栅元截面参数随辐照值的变化以及钍燃料棒束中233Pa和233U的质量份额进行了计算分析,认为功率会对钍燃料的栅元宏观截面产生影响,在全堆计算中,栅元基本参数应尽量使用基于历史的局部参数法.     

TACR排管容器研究中多孔介质法的应用

以钍基先进重水堆(TACR:Thorium Based Advanced CANDU Reactor) 慢化剂系统排管容器作为研究对象,提出了一种适用于计算排管容器内流场和温度场的非结构网格多孔介质方法,并将其计算结果与精细数值计算法所获得的结果进行了比较,二者符合较好,由此验证了其方法与计算结果的正确性.     

混合评价核数据库系统HENDL3.0研发及其在先进核能系统设计中应用

FDS团队结合聚变堆、先进裂变堆、聚变驱动次临界堆、加速器驱动次临界堆等核能系统对应用核数据的需求,设计开发出混合评价核数据库HENDL。HENDL包括输运核数据库、嬗变与活化核数据库、辐照损伤核数据库等,并针对先进核能系统的物理特点,从能量自屏效应、热散射效应、温度多普勒效应等方面进行了精确的截面修正。HENDL已通过国际基准模型与实验的验证与确认,并在ADSCLEAR、FDS-SFB为代表的重大核工程与核能研究中得到了广泛应用。     

基于D-T中子源的板状铌样品的评价数据基准检验实验

利用中国原子能科学研究院核数据国家重点实验室的脉冲化氘氚聚变中子源产生的145 MeV单能中子,通过飞行时间法,测量了5、10、15 cm厚度板状铌（Nb）样品在与60°和120°两个方向上的泄漏中子飞行时间谱。利用蒙特卡罗模拟软件MCNP 4C进行了泄漏中子飞行时间谱的模拟计算,分别获得了CENDL 31、ENDF/B Ⅷ0和JENDL 40 3个数据库中Nb评价数据的模拟结果。通过各数据库不同能区的模拟结果与实验结果的比值（C/E）,对3个数据库中93Nb与145 MeV中子作用的角分布和双微分截面等相关评价数据进行了检验,重点分析了CENDL 31库的数据。结果表明,CENDL 31数据库的模拟结果在弹性散射能区、非弹性散射能区以及(n,2n)反应能区与实验结果均存在一定的偏差。而JENDL 40数据库除在120°弹性散射能区有高估现象,其他能区的模拟结果与实验结果均符合较好。ENDF/B Ⅷ0数据库的模拟结果除在60°方向弹性散射峰偏低外,其他能量范围的模拟结果均高于实验。     

Benchmark Experiment on Slab Iron with D-T Neutron for Validation of Evaluated Nuclear Data

正An experimental system for benchmark validation of nuclear data with slab samples has been set up at China Institute of Atomic Energy(CIAE),as shown in Fig.1.Neutron leakage spectra in the range of 0.8 to 16 MeV from iron     

关于PWR及CANDU堆先进燃料管理策略的研究

阐述开展先进燃料管理策略研究的必要性与紧迫性。对我国秦山核电厂的燃料管理策略的改进进行了初步探讨,包括提高富集度延长循环长度、增大平均卸料燃耗、应用先进可靠毒物和低泄漏优化换料、改进燃料组件设计和适当提高功率等,并对可能取得的重大经济效益进行了讨论。提出研究ＰＷＲ的乏燃料在ＣＮＡＤＵ堆中应用及形成ＰＷＲ／ＣＡＮＤＵ联合燃料循环的可行性,以提高燃耗深度,增加能量输出,降低发电成本。