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熔盐冷却高温球床堆与高温气冷堆所用冷却剂不同,其中子学性能会影响栅元均匀化群截面。本文基于MCNP5研究Flibe熔盐对238U、235U、232Th共振能区栅元均匀化群截面的影响,并与高温气冷堆进行对比。结果表明,由于熔盐的引入,238U、235U、232Th的栅元均匀化群截面在包含较强共振峰的能群会发生明显改变,238U、232Th栅元均匀化吸收群截面增大,235U栅元均匀化裂变群截面减小。随燃料填充度与熔盐填充度的增加,熔盐对所研究重核素的栅元均匀化群截面的影响增大;燃料运行温度与燃料富集度的变化,对Flibe引入的截面相对变化影响并不明显。计算结果表明,熔盐对栅元均匀化裂变群截面和均匀化吸收群截面的影响具有一定规律性。 相似文献
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232U是燃料元件制造中需严格控制的铀同位素,为此,需建立一种准确的测量方法。本工作建立了一种α谱仪和质谱法相结合测定铀产品中232U含量的新方法。采用质谱法测量234U、235U、236U与238U的同位素丰度比,α谱仪测量232U的活度和234U、235U、236U、238U的总活度,即可计算出铀产品中232U的浓度。对于232U含量为1.118 ng/g的样品,16次测定数据的相对标准偏差为3.43%,证明该测量方法有效,可应用于实际样品的分析测定。 相似文献
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由于238U裂变反应率在中国实验快堆(CEFR)中是一非常关键的指标参数,因此,在CEFR的首次物理启动工作中对其进行了实验测量。在实验过程中,利用高贫化的UO2(235U-0.002%)直接进行了238U裂变反应率的绝对测量;利用国产贫铀片(235U-0.335%)、高浓铀片(235U-90%)组合方式间接进行了238U裂变反应率的测量。给出两种方法与理论值的对比和轴向及径向的相对分布。本实验为238U裂变反应率测量提出一新的选择方案,并验证了其可靠性。 相似文献
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为研究液态熔盐热堆的燃料管理性能,需解决复杂堆芯结构的均匀化、燃料的混合及在线后处理3个问题。本文基于确定论程序DRAGON5与DONJON5,开发了液态熔盐热堆的燃料管理程序LMSR,并进行了验证。使用LMSR对液态熔盐热堆进行计算与分析,结果显示使用235U与238U启堆,加入燃料为232Th与233U条件下,后处理提取重金属的效率至少需要90%。此外,为维持堆芯有效增殖因数在1.0~1.005之间,加入的燃料中233U平均等效质量富集度在40%附近。 相似文献
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核数据不确定度作为组件/栅元计算不确定度的重要来源,备受重视和研究。本文采用经典微扰理论,推导输运计算中keff对于核数据的灵敏度系数和不确定度的计算方法。基于ENDF/B-Ⅶ.1制作多群协方差数据库,并根据所采用的组件输运求解程序的截面模型对分反应道协方差矩阵进行归并。开发灵敏度和不确定度分析程序COLEUS,对传统压水堆燃料栅元进行计算分析。数值结果表明,栅元计算的keff对235 U每次裂变中子产额的扰动最为敏感,238 U俘获截面对keff不确定度的贡献最大。目前的核数据的不确定度会给keff带来0.4%~0.5%的不确定度。 相似文献
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研究了熔盐燃料在堆内外循环以及考虑特殊核素的添加、提取等在线处理过程的熔盐堆燃耗计算模型,在多功能组件计算程序SONG的基础上开发了相应的燃料循环计算功能并进行了初步验证。在此基础上,分别针对氧化铍慢化的热谱熔盐堆和无慢化的快谱熔盐堆进行计算,并根据堆芯反应性长期稳定的基本要求,分析了利用233U和工业Pu启动熔盐堆时配套的在线处理方案以及相应的易裂变核添加要求。通过对核素添加、提取以及燃料内核密度的平衡计算,分析了不同的在线处理方案与启动策略对钍-铀燃料循环效率的影响,并据此提出了初步的熔盐堆燃料循环技术路线。结果表明:压水堆乏燃料提取的工业Pu较233U更适宜用于钍铀燃料循环启动,因工业Pu启动的快谱熔盐堆的233U产率明显高于233U启动熔盐堆,而当有了足够的233U积累后,233U启动的热谱熔盐堆是更好的选择,因其燃料倍增时间更短且燃料初装量也小得多。 相似文献
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随着新一代反应堆设计的复杂化以及共振计算精度要求的提升,有必要在多群数据库中引入非均匀共振积分表来提升共振计算精度。对不同方案制作的238U核素非均匀共振积分表在嵌入式共振计算方法中的应用进行了精度分析,分析结果表明,慢化剂密度与硼浓度是非均匀共振积分在工程应用中必须考虑的因素。根据分析结果,改进了国际上现有的二维非均匀共振积分表,使用四维插值表来覆盖压水堆中可能出现的工况。数值结果表明,改进的238U非均匀共振积分表提高了共振计算的精度,提高了核数据库的适用性。 相似文献
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以熔盐实验堆为模型,采用MCNP5和SCALE5.1中的TSUNAMI-3D-K5对燃料核素的灵敏度系数进行计算与分析。结果表明,灵敏度系数与核素在MSRE中的含量、位置和核素的中子反应截面有关,得到灵敏度系数最大的核素235U的宏观裂变截面和宏观俘获截面的灵敏度系数分别为0.267和0.110。MCNP5和TSUNAMI-3D-K5计算不同能区下232Th宏观总截面和俘获截面的灵敏度系数曲线一致,曲线在0.1 eV附近有一小峰,振荡区域同截面共振区范围相同。 相似文献
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在核反应堆物理计算中,核数据库中的截面是影响计算结果的重要因素,研究其不确定度对结果的影响具有重要意义。本文基于3个核评价数据库,利用NJOY程序制作了70种主要锕系核素和部分裂变产物的69群协方差数据库。开发了不确定性分析程序SUACL,该程序利用上述协方差数据库和国际原子能机构制作的69群WIMSD数据库,基于随机抽样的方法产生微扰后的多个核数据库样本;然后利用DRAGON程序对NEA/OECD基准中的PWR栅元进行了计算,计算结果表明,~(235)U和~(238)U两种核素裂变-裂变、辐射俘获-辐射俘获和弹性散射-弹性散射参数对对栅元k∞的相对不确定度与其他程序的吻合良好,验证了程序和理论方法的正确性。同时利用随机抽样方法对5个制作参数的不确定度进行了研究,发现包壳厚度的不确定性对无限增殖因数有较大影响,主要原因是其本身的相对不确定度较大。 相似文献
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自然界中236U与238U原子个数比约10-14,不同反应堆类型及核燃料辐照情况辐照后的核材料中236U与238U原子个数比不同,一般为天然236U与238U原子个数比的107~1011倍。通过测量环境样品中的236U与238U原子个数比可探知取样点附近进行过的辐照活动、环境污染的来源及对应核燃料的燃耗。本研究使用配制的模拟样品,建立了多接收电感耦合等离子质谱(MC-ICP-MS)技术测定236U与238U原子个数比的方法以及估算核燃料燃耗的工作方案,并与其他燃耗计算方法比较,燃耗的相对偏差约10%。 相似文献