ANISN-DOT4.2-ORIGEN2输运-燃耗程序系统及ADS基准题的计算

为了对加速器驱动次临界系统(Accelerator Driven System,ADS)的中子经济性和安全性做进一步研究,IAEA启动了ADS合作研究计划,提出了ADS基准题。基准题分为几个阶段,第一阶段主要致力于中子性能和核数据库及计算程序的验证。该文开发了ANIAN-DOT4.2-0RIGEN2输运-燃耗程序系统,并对该基准题进行了给定次临界度下的富集度及零燃耗下的径向与轴向功率分布、空泡效应、外源价值和燃耗的计算等,取得了满意的结果。     

输运-燃耗程序系统及ADS基准题的计算

为了对加速器驱动次临界系统(Accelerator Driven System)的中子经济性和安全性做进一步研究,IAEA启动了ADS合作研究计划,提出了ADS基准题。基准题分为几个阶段,第一阶段主要致力于ADS的中子性能和核数据库及计算程序的验证。本文开发了ANSN-DOT4.2-ORIGEN2输运．燃耗程序系统,并对该基准题进行了给定次临界度下的富集度、零燃耗下的径向与轴向功率分布、空泡效应、外源价值和燃耗的计算,取得了满意的结果。     

蒙卡-燃耗程序系统及ADS基准题的计算

为对核废物进行嬗变,提出了加速器驱动的次临界系统(ADS)。由于外中子源的存在及中子注量率的各向异性,ADS的核计算和常规反应堆的有较大的差别,原则上需要应用中子输运理论的方法,目前尚无成熟的计算方法与程序。为此,IAEA提出了ADS基准题。基准题分为几个阶段,第一阶段主要致力于ADS的中子性能分析,检验现有核数据库、计算方法和程序的可靠性及不确定性。开发了MC-NT-ORIGEN2程序系统,并对该基准题进行了给定次临界点下的富集度、零燃耗下的径向与轴向的功率分布、反应性空泡效应、外源价值和燃耗的计算,取得了满意的结果。     

低浓铀在IAEA基准装置IPEN-MB-01中应用的初步研究

为研究低浓铀燃料在加速器驱动的次临界系统(ADS)中的应用,阐述了IAEA基准装置IPEN-MB-01,并使用MCNP程序对次临界装载的IPEN-MB-01基准装置进行了初步模拟计算,对该装置在低浓铀(LEU)燃料装载下的keff,由D-D或D-T外源驱动下的ks、中子通量分布和中子能谱进行了计算,并简单说明参数的计算方法.计算结果与其他参与计算的国家的结果进行了比较,结果相近.     

蒙卡-燃耗程序系统及ADS基准题的计算

为对核废物进行嬗变,最近提出了加速器驱动的次临界系统(Accelerator Driven System,简称ADS)。由于外中子源的存在及中子通量的各向异性,ADS的核计算与通常反应堆有较大的差别,原则上需要应用中子输运理论的方法,目前尚无成熟的计算方法与程序。为此,IAEA提出了ADS基准题。基准题分为几个阶段,第一阶段主要致力于ADS的中子性能分析、检验现有核数据库、计算方法和程序的可靠性及不确定性。该文开发了MCNP-ORIGEN2程序系统,并对该基准题进行了给定次临界度下的富集度、零燃耗下的径向与轴向的功率分布、反应性空泡效应、外源价值和燃耗的计算等,取得了满意的结果。     

基于IQS/MC方法的ADS次临界反应堆中子时空动力学模拟分析

采用改进准静态近似与蒙特卡罗中子输运程序相结合(IQS/MC)的方法实现了加速器驱动的次临界系统(ADS)中子时空动力学模拟计算。以加速器驱动嬗变研究装置的靶堆耦合参考方案物理模型为例,通过对束流瞬变引入和燃料组件提升两种工况进行动态模拟,计算得到了堆芯总的相对功率、分能群相对中子注量率及相对功率三维网格分布随时间的变化。将IQS/MC方法计算结果与点堆计算结果进行了对比分析,模拟结果符合物理规律,两种方法对比结果与国外相关文献一致,表明IQS/MC方法适用于ADS次临界反应堆中子时空动力学过程的瞬态安全分析。     

MCNP程序在ADS屏蔽计算中的应用

利用基于蒙特卡罗方法的MCNP程序计算了加速器驱动的次临界系统(ADS)中质子束管内的中子注量率分布以及通过质子束管顶端面和其它外表面逸出的中子注量率，得出了一些对ADS设计有意义的结论。     

加速器驱动的次临界系统质子束管产生的辐射剂量

利用MCNP程序,根据IAEA提供的ADS———NEUTRONICBENCHMARK中的模型和数据,对加速器驱动的次临界系统质子束管中中子和光子泄漏产生的辐射进行了计算。通过计算与分析可知:有较大份额的中子和光子直接从质子束管中泄漏出去,且泄漏的中子和光子的能量相当高;在质子束管周围的辐射剂量有80%以上是由于质子束管中中子和光子辐射产生的,只有相当少的辐射剂量来自堆本身。     

启明星Ⅱ号中子吸收体反应性价值测量

为验证加速器驱动的次临界系统(ADS)次临界反应堆设计时理论计算所使用的计算程序和核数据,在ADS启明星Ⅱ号零功率装置的铅冷堆芯中采用不锈钢元件作为中子吸收体,利用周期法对不锈钢中子吸收体的反应性价值进行实验研究。实验结果表明:吸收体的反应性价值随元件与中心径间距离的增加而降低,实验测量与理论计算的反应性价值接近,变化趋势相互吻合。经实验验证的理论计算程序和核数据可用于ADS次临界反应堆的设计。     

从广义自持链式反应观点看加速器驱动系统

用广义自持链式反应的观点探讨了加速器驱动系统 (ADS)的基本内涵。认为次临界反应堆、质子加速器和靶所组合的整体仍可看成一个 (临界的 )自持链式反应堆。这个反应堆不同于通常临界反应堆的特点是每次裂变后的二次中子不仅包含裂变释放的中子而且还包含部分裂变释能 (通过质子加速器及靶 )所转换的中子。正是有了这些附加中子 ,使得加速器驱动系统每次裂变的有效二次中子数增加了。一个ADS系统能够稳定运行的条件是ADS的次临界堆和加速器能够相互匹配使得ADS系统的有效二次中子数达到这样的水平 ,以致在ADS系统内能够形成自持的中子链式反应。因此尽管ADS的反应堆部分是次临界的 ,但从ADS整体来看只要质子加速器与次临界反应堆匹配得当 ,ADS系统是可以像通常临界反应堆那样 ,维持自持的链式反应的 (或临界的 )。给出了ADS系统维持自持链式反应的匹配条件 (广义临界条件 )。最后根据ADS系统的特点探讨了ADS在核废物处理 (嬗变 )、提高核燃料增殖效率及核能开发中的作用。     

ADS次临界实验装置设计方案验证

根据设计要求．使用MCNP／4C程序计算了多种次临界反应堆均匀化堆芯布置方案的临界问题。确保keff在0．92～1．00之间。为加速器驱动的洁净核能系统(ADS：Accelerator Driven system)的次临界实验装置设计提供了初步数据。     

XT-ADS Windowless spallation target thermohydraulic design & experimental setup

The objective of the European 6th framework Integrated Project (IP) EUROTRANS (EUROpean Research Programme for the TRANSmutation of High Level Nuclear Waste in an Accelerator Driven System) is to demonstrate the feasibility of transmutation of high level nuclear waste using subcritical Accelerator Driven Systems (ADS). The spallation target represents the most challenging new component in an ADS since it is the component coupling the accelerator and the nuclear core and is subjected to very high thermal load in a high radiation field. In this document the thermal hydraulic activities which led to reliable design rules for a windowless target are presented and the status of the heavy liquid metal target mock-up experiment at the KArlsruhe Liquid metal LAboratory (KALLA) are reported.     

铅铋冷却次临界堆反应性引入下的中子学动态特性分析

加速器驱动次临界系统（ADS）与临界系统相比具有不同的中子学动态特性。采用瞬跳近似导出了次临界状态下反应性扰动引起中子密度和堆功率变化的关系式,与基于RELAP5开发的次临界点堆动力学程序做了不同次临界度（keff=0.90,0.95,0.97,0.98和0.99）下1 s内引入反应性＋1β的中子学动态特性对比分析。结果表明：①有外源的瞬跳近似能够精确地描述受扰动后很短的一段时间之后的中子密度和堆功率的变化情况,能用于求解有外源的点堆动态方程渐进情况下的解;②反应性引入事故过程中,次临界堆表现出内在稳定性,次临界度越深,偏离临界越远,反应性扰动对次临界堆的影响就越小。     

蒙特卡罗方法在ADS屏蔽计算中的应用

利用蒙特卡罗方法计算了新一代核能系统加速器驱动系统(ADS)中质子束管内的中子归一化注量率分布以及通过质子束管入口和其它外表面逸出的归一化中子注量率,得出了一些对ADS系统的设计有重要意义的结论。     

C-ADS注入器I快调谐控制方法研究

介绍了麦克风效应和洛伦兹力作用对C-ADS注入器I的Spoke012超导腔的影响以及腔的压电陶瓷快调谐传递函数的特性,并详细叙述了依据传递函数特性搭建频率控制基本环路及利用阻尼技术来对腔的特定频率边带进行抑制的方法。所设计的PI控制基本环路和特定频率边带抑制环路在实际运行中得到使用,前者有效抑制了低频振荡,后者抑制特定频率振荡幅度达到15 d B。     

Analysis of the axial fitting clearance between the fuel rod and the end seat in CIADS

The fuel assembly is key structure in China Initiative Accelerator Driven System, and the axial fitting clearance (AFC) for the fuel assembly design is an essen-tial subject of study. In this paper, different methods are used to calculate critical stress in cylindrical shells. Because the thermal expansion of fuel assembly outer tube is larger than that of the cladding of fuel rod, enough space should be reserved between the upper end plug and upper seat slot. The collapse critical compressive stress of the cladding is obtained numerically through ANSYS simula-tion calculation. The AFC range between the fuel rod cladding and the end seat due to the displacement of thermal expansion is given by the theoretical formulas and ANSYS buckling analysis. These provide a reference for the AFC design of the reactor fuel assembly.     

束流瞬变下CiADS次临界反应堆燃料包壳安全分析

利用反应堆系统分析程序RELAP5?mod4.0模拟了加速器驱动嬗变研究装置（CiADS）次临界反应堆燃料棒在发生失束事件时的响应特性;利用有限元软件ANSYS?17.0计算了CiADS次临界反应堆燃料包壳在失束事件下的疲劳寿命;预测了中国未来百兆瓦级加速器驱动次临界系统（ADS）中燃料包壳的疲劳寿命。研究表明:失束时CiADS次临界反应堆功率瞬间下降到满功率的2.156%;失束事件下CiADS次临界反应堆的燃料包壳的疲劳寿命在108次以上;失束事件不会对中国未来百兆瓦级ADS中的燃料包壳造成疲劳损伤。      

5 MeV RFQ束流动力学设计模拟及误差研究(英文)

一台出口能量5 MeV质子RFQ将作为中国洁净核能系统ADS(Accelerator Driven System)验证装置的注入器,其工作频率352 MHz,注入能量80 keV,流强50 mA。概述了这台RFQ的设计方法、束流动力学设计模拟及误差研究计算结果。     

小型粒子加速器人身安全联锁系统设计与实现

20世纪30年代以来,世界上运行中的粒子加速器已超过3万台,其中用于科研的大型粒子加速器有200台左右。粒子加速器在运行过程中会产生对人体有害的电离辐射,为保障工作人员在联锁控制区内的人身辐射安全,避免出现辐照事故,需建立一套人身安全联锁系统。本文利用全硬件、模块化的设计思想,基于PLC、置换型机械联锁钥匙、自主研制的急停/巡更装置及摄像监控等一系列硬件设备,专门为小型粒子加速器研制了人身安全联锁系统。该系统在加速器驱动的次临界系统（ADS）注入器Ⅰ和中国科学院高能物理研究所（IHEP）加速器电子标定束线装置两个项目中至今运行稳定可靠,并可推广应用于工业辐照装置。     

束流瞬变下CiADS次临界反应堆燃料包壳响应特性研究

通过修改系统分析程序RELAP5 MOD4.0的点堆动力学模型与流动传热模型,使其具备了模拟液态铅铋冷却次临界反应堆动力学特性的能力;利用改进的程序模拟了加速器驱动嬗变研究装置（CiADS）的次临界反应堆燃料包壳在发生束流瞬变时的响应特性;利用ANSYS17.0程序分析了CiADS次临界反应堆燃料包壳束流瞬变下的应力变化。研究表明：失束时间越短,燃料包壳的温度回升越慢;燃料包壳不会因可能发生的束流超功率事件而发生熔毁;燃料包壳内外壁面的温差变化是影响应力变化的主要因素;CiADS次临界反应堆的燃料包壳不会因束流瞬变而发生应力破坏。