加速器驱动的次临界系统初步概念设计

基于初始Pu装载对加速器驱动的次临界系统(ADS)嬗变次锕系核素（MA）的影响,提出了6种采用(TRU-10Zr)-Zr*弥散体燃料的ADS概念设计方案。运用MCNP与ORIGEN2程序对ADS嬗变MA堆芯进行稳态与燃耗计算,比较分析MA的嬗变效果、有效增殖因数k_eff、质子束流流强I_p与初始Pu含量的关系。计算结果表明：随着初始Pu含量的增加,MA的嬗变率减小,初始I_p增大;初始Pu含量小于33%,k_eff随时间的变化是先增大后减小,大于33%后一直减小,且随着初始Pu含量的增加,k_eff减小得更加明显。故初始钚含量为33%的方案为最佳,其k_eff的相对变化不超过1%,I_p小于20 mA,MA嬗变率高达28.06%,嬗变支持比为29.23,满足初步设计要求。     

钍基ADS快热耦合次临界核系统燃耗特性分析

在钍基ADS快热耦合次临界反应堆设计的基础上,应用研制的蒙特卡罗燃耗程序MCNTRANS对次临界堆芯在恒定功率下整个寿期内的燃耗特性进行了计算,研究分析了堆芯嬗变能力、钚焚烧性能、堆芯寿期内k_eff变化及加速器束流的协调匹配。分析结果表明：所设计堆芯的次锕系核素（MA）嬗变支持比可达15个百万kW级的PWR,长寿命裂变产物（LLFP）嬗变支持比为2.2个百万kW级的PWR;热区内²³³U的裂变贡献为25％,堆芯嬗变、增殖能力强。整个堆芯寿期内k_eff变化在1%左右,降低了ADS对加速器束流强度的要求。     

加速器驱动的次临界系统的燃耗分析计算和堆芯优化设计

以加速器驱动的次临界系统（ADS）在事故情况下仍处于次临界、k_eff随燃耗时间变化的最大范围不超过1.5%和包壳材料HT9钢可承受的最大辐照损伤的前提下,将堆芯燃料区分为嬗变区和增殖区,并将整个过程保持嬗变区的燃料成分不变。通过对ADS燃料的组成成分、堆芯布置和堆芯功率分布等方面的研究,在Pu的外层富集度与内层富集度之比为1.0～1.5范围内,调整增殖区的燃料成分,并利用MCNP和ORIGEN耦合的COUPLED2程序计算k_eff随燃耗时间的变化。同时,综合考虑功率展平、次锕系核素的嬗变率和燃耗深度等因素,建立1套符合工程实际的次临界系统。     

聚变-裂变混合能源堆一维计算模型燃耗分析

聚变-裂变混合能源堆包括聚变中子源和以天然铀为燃料、水为冷却剂的次临界包层,主要目标是生产电力。利用输运燃耗耦合程序系统MCORGS计算了混合能源堆一维模型的燃耗,给出了中子有效增殖因数k_eff、能量放大倍数M、氚增殖比TBR等物理量随时间的变化。通过分析能谱和重要核素随燃耗时间的变化,说明混合能源堆与核燃料增殖、核废料嬗变混合堆的不同特点。本文给出的结果可作为混合堆中子输运、燃耗分析程序校验的参考数据,为混合堆概念研究提供了基础数据。     

跳源法测量ADS启明星Ⅱ号的次临界度及动态特性

本文主要利用²⁵²Cf外中子源驱动的ADS启明星Ⅱ号次临界装置来验证理论计算的次临界度及不同次临界度下的断束动态特性。简要介绍了利用跳源法在ADS启明星Ⅱ号上测量次临界度的原理、实验装置、测量系统、堆芯布置及实验结果等。实验通过变化堆芯燃料棒的装载来模拟3个次临界状态,即k_eff分别为0.99、0.98和0.97。实验结果与理论计算结果符合较好,验证了理论计算的正确性。经过实验验证的理论计算程序和核数据,为将来的中国科学院战略性先导科技专项--未来先进核裂变能ADS嬗变系统的次临界反应堆设计提供参考价值。     

加速器驱动系统的燃料选择

对装载不同增殖材料的现实加速器驱动系统(ADS)的安全及嬗变超铀核素特性进行研究。分别 以(U,TRU)O2和(Th,TRU)O2作为堆芯燃料,先用LAHET和MCNP程序对ADS进行稳态模拟计 算,再耦合MCNP和ORIGEN2程序计算燃耗过程中的核素密度变化。结果显示,装载钍基燃料的 ADS对超铀核素的嬗变效果较好,且在燃耗过程中其反应性和质子流强波动较小;装载铀基燃料的 ADS则具有更安全的多普勒效应和缓发中子有效份额。总体来看,如果需要堆长时间安全嬗变超铀核 素,装载钍基燃料会取得更好的效果。     

压水堆中嬗变99Tc和129I的计算研究

选取大亚湾压水堆作为嬗变参考堆,研究在压水堆中嬗变长寿命裂变产物⁹⁹Tc和¹²⁹I的可行性。计算结果表明：在1个换料周期（18个月）内,⁹⁹Tc的最大嬗变率为15.69%,¹²⁹I的最大嬗变率为9.18%。通过对不同堆芯方案进行安全性分析发现：添加⁹⁹Tc和¹²⁹I后,堆芯有效增殖因数k_eff降低且随燃耗变化的幅度变小;堆芯径向中子通量密度分布无明显变化但径向功率峰因子降低;考虑燃料温度系数、慢化剂温度系数、硼微分价值以及控制棒价值等,得出在反应性温度系数及反应性控制方面不会导致安全问题,相反有优化作用。因此,从安全角度分析,在压水堆中嬗变⁹⁹Tc和¹²⁹I是可行的。     

田湾核电站乏燃料水池采用燃耗信任制的计算研究

以田湾核电站(TNPS)2×5排列的贮存格架构成的乏燃料水池为例,研究采用燃耗信任制技术的密集贮存和临界安全问题。采用MONK9A程序计算分析不同富集度、不同燃耗的乏燃料装载情况下系统的k_eff. 根据系统k_eff随不同初始富集度燃料的燃耗变化情况给出了水池的参考装载曲线。采用燃耗信任制技术的密集贮存方案能提高贮存能力31%。     

Am装载对加速器驱动次临界系统瞬态过程的影响分析

加速器驱动次临界系统(ADS)由于外中子源驱动的特点带来大安全裕量,其被广泛设计用于嬗变次锕系(MA)核素。堆芯装载MA核素会减弱燃料的负多普勒效应、增加冷却剂的正温度系数并减小有效缓发中子份额,从而影响系统对扰动的瞬态响应,其中Am同位素的影响尤为重要。本文基于装载金属燃料的ADS嬗变方案,分析了不同Am装载份额条件下系统对于束流过功率和无保护瞬态过功率事故的瞬态过程,发现在深次临界状态下Am装载量对ADS的瞬态过程影响较小,说明ADS具有良好的安全特性,适宜高MA份额燃料的装载。     

小型模块化氯盐快堆焚烧超铀核素物理特性研究

氯盐快堆具有重金属溶解度高和能谱较硬等特性,是嬗变超铀核素(Transuranic elements,TRU)的理想堆型。本文提出了一种50 MW小型模块化氯盐快堆(small-Modular Chlorine salt Fast Reactor,sm-MCFR)方案,对其焚烧TRU特性进行了初步研究。采用了基于SCALE(Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation)和MODEC(MOlten Salt Reactor Specific DEpletion Code)开发的耦合程序TMCBurnup(TRITON MODEC Coupled Burnup Code),计算并分析了sm-MCFR在TRU+232Th和TRU+DU(Depleted Uranium)两种燃料方案下的临界、燃耗、核素演化和嬗变TRU等物理性能。结果表明：在sm-MCFR运行期间,为维持临界状态,需在线添加TRU,以确保有效增殖系数k_eff>1;满功率运行40 a时,采用TRU+Th燃料方案下堆芯剩余TRU量为657...     

熔盐堆钍铀、铀钚燃料循环核数据不确定度分析

反应堆物理设计不确定度是第4代核能系统的QMU（quantification of margins and uncertainties）有效性认证所必须的参数之一,核数据不确定度是其重要来源。基于自主开发的耦合程序BUND（burnup uncertainty of nuclear data）,将SCALE程序TRITON和TSUNAMI-3D模块耦合,完成了熔盐堆钍铀燃料循环、铀钚燃料循环核数据引起的有效增殖因数k_eff不确定度分析,并与ENDF/B-Ⅶ.1协方差数据库计算结果进行了对比。结果显示：初始时刻,两种燃料循环模式下,核数据导致的k_eff不确定度分别为0.490%和0.582%。随燃耗的增加,核数据引起的k_eff不确定度增加。寿期末,两种燃料循环模式下,对k_eff不确定度影响显著增加的反应道分别为²³⁹Pu(nubar)、(n,f)、(n,γ)、¹⁰⁵Rh(n,γ)、¹³⁵Xe(n,γ)和²³⁴U(n,γ)、¹⁴³Nd(n,γ)、^131,135Xe(n,γ)等。     

基准模型keff对核数据的灵敏度分析及不确定度量化

为研究有效增殖因数（k_eff）对核反应数据的灵敏度,以科学量化核数据导致k_eff计算的不确定度,编制了输运计算积分量灵敏度及不确定度分析程序SURE。该程序采用多群S_N输运计算方法计算k_eff、角通量和伴随角通量,基于微扰理论确定k_eff对核数据的灵敏度,利用协方差数据量化评估k_eff计算的不确定度。利用ENDF/B-Ⅶ.1评价中子核数据库,制作了输运计算所需的多群核数据、灵敏度分析所需的各反应道多群截面和中子群转移矩阵、不确定度分析所需的多群协方差数据。采用上述数据,利用SURE分析了基准模型Godiva和Jezebel的k_eff计算值对核数据的灵敏度,以及核数据导致的模拟计算的不确定度。SURE的灵敏度计算结果与MCNP程序及FORSS程序计算结果符合较好。     

基于经典微扰理论的特征值灵敏度和不确定度分析

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。