界面流法计算反应堆六角形燃料组件中子通量密度分布

利用界面流法计算两维六角形轻水堆燃料组件中子通量密度分布。子区内中子源在空间上采用二次分布近似，还考虑了六角形组件周边水隙对组件内中子通量密度的影响。根据提出的模型，编制了TPHEX－E程序，并对一些轻水堆六角形组件问题作了计算，计算结果与蒙特卡罗方法计算结果进行了比较，符合良好。本程序可用于六角形轻水堆燃料组件计算。     

六角形轻水堆组件中子通量密度分布的计算

介绍利用穿透概率法求解二维六角形轻水堆燃料组件中子通量密度分布。子区内中子源及通量密度在空间上采用二次分布 ,子区表面通量密度在空间上采用平通量密度分布 ,在方向上采用简化 6P1近似。根据提出的模型 ,编制了TPHEX D程序 ,并对一些轻水堆六角形组件问题作了计算 ,计算结果与MC结果进行了比较 ,符合良好。本程序可用于六角形轻水堆燃料组件计算。     

六角形组件核密度计算程序研究

自主开发的六角形组件核密度计算程序（Hexagon Assembly Density Calculation Code，HADC）采用标准FORTRAN语言设计编译而成，适用于采用六角形组件的堆芯核密度计算，能对不同组件类型、不同材料和不同工作温度给出各自的核子密度。该代码包括主程序及4个子程序。主程序主要是完成计算方案数据的输入，调用计算体积份额的子程序和计算核密度的子程序，最后按表格形式以及其它输入的形式从7号和8号通道输出各区的核密度。     

快堆燃料组件内精细功率分布的计算

堆芯热通道因子是堆芯热工设计及安全分析的一项重要参数,确定热通道因子需用中子学计算给出较准确的燃料组件内元件棒功率分布。在三维六角形几何节块扩散理论基础上,使用多项式重构的方法计算节块内中子通量密度分布和功率密度分布。针对快堆六角形燃料组件的特点,用小六角形积分的方法计算组件内元件棒功率,得到组件内各元件棒功率分布。在NAS程序基础上,编制了元件棒功率分布计算模块NAS PIN。通过与蒙特卡罗程序的校验可发现,二者计算结果符合较好,计算精度可满足工程设计的需要。     

界面流方法二维六角形组件计算

讨论了用界面流方法计算二维六角形组件中子通量分布。从积分输运方程出发,导出了一种简便的数学模型,在子区内采用平源通量近似,并假设中子发射和散射为各向同性。在子区表面上,中子通量的空间分布为常数,中子角通量分布通过伴随勒让特多项式展开表示,采用DP_1近似。推导出界面流方程组,给出了泄漏、穿透几率矩阵及其矩阵元素的表达式及计算方法。根据提出的数学模型,编制了TPHEX程序,对二维六角形组件进行了计算,本程序可用于水堆六角形燃料组件计算。     

三维六角形组件压水堆堆芯燃料管理计算及程序系统研究

介绍所研制的WWER型压水堆堆芯燃料管理计算程序系统TPFAP-H／CSIM-H，六角形组件均匀化计算程序TPFAP-H是在压水堆正方形组件程序TPFAP的基础上，采用穿透概率法与响应矩阵方法相结合计算六角形组件内中子能谱分布，并考虑六角形栅元特点改造开发而成的CSIM-H是以先进六角形节块扩散程序为基础．参照SIMULATE程序功能而研制的物理-热工水力耦合的三维六角形节块PWR堆芯燃料管理程序两者通过接口程序LINK连接起来，可以考虑燃耗，功率、慢化剂密度变化．控制棒、氙等参数的多种反馈效应对IAEA的WWER-1000型Kalinin核电厂基准问题的校算的结果表明，临界硼浓度、功率和燃耗分布等结果与国际各研究机构的结果吻合良好，偏差均在工程要求之内。     

压水堆六角形燃料组件均匀化 计算软件包TPFAP-HEX

介绍了所研制的具有工程实用价值的压水堆六角形燃料组件均匀化计算软件包。该组件中子空间能谱的计算采用穿透概率法与响应矩阵法相结合的方法，在六角形几何内求解中子积分输运方程。在此方法中，栅元内中子源采用空间线性或二次近似，栅元表面中子通量密度角分布采用简化6P     

超临界六角形双排燃料组件性能分析

利用物理-热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)分析2种六角形双排超临界燃料组件,充分考虑了超临界水冷堆(SCWR)中冷却剂、慢化剂轴向温度、密度的剧烈变化和功率分布的相互影响。计算结果表明,双排六角形组件具有均匀慢化和充分慢化性能,文中提出的D6-1型组件在仅采用一种燃料成分、不添加可燃毒物的情形下,其径向功率峰值因子低于1.10。另外,研究表明,由于组件间隙具有较大热周和较小流通面积,需要在实际工程应用中增加隔热涂层以降低组件外盒壁的导热率。     

快堆组件内精细功率分布的改进方法与程序

在应用中子扩散方程六角形节块法程序时，往往需要计算组件内的精细功率分布。本文简要叙述了一种利用节块法程序的结果信息，再构造六角形组件内精细功率分布的计算方法，根据此方法编制了计算机程序ＨＥＸＰＩＮ。与细网有限差分程序的结果相比较表明：ＨＥＸＰＩＮ在堆芯功率峰值处的最大计算误差小于１％。     

用于六角形组件均匀化的不规则栅元等效方法及其数值验证

为了简化六角形组件的均匀化过程,提高均匀化方法对组件几何形状的适应性,提出一种简单、有效的六角形组件不规则栅元等效方法,即在保证各种成份质量不变的条件下,将元件盒及边界水隙等不规则栅元等效成均匀、规则的六角形栅元.数值计算结果表明,该方法能够准确预测组件反应性及功率分布随燃耗的变化.     

二维六角形轻水堆燃料组件中子通量分布的计算

介绍利用穿透概率法求解二维六解形几何多群中子积分输运方程。子区内中子源及通量采用线性分布,子区表面通量在方向上采用简化６Ｐ１近似。根据提出的模型,编制了ＴＰＨＥＸ－Ｂ程序,并对一些轻水堆六解形组件问题做了计算,计算结果与ＭＣ结果进行了比较,符合良好。本程序可用于六解形轻水堆燃料组件计算。     

中子输运计算界面流方法的数学共扼方程

以子区内中子源为常源近似条件下的中子积分输运方程为前向方程,推导了中子积分输运方程界面流算法在六角形几何情况下的数学共扼方程;介绍了该数学共扼方程求解的内、外迭代策略,并对前向方程计算程序TPHEX进行了改造,得到了常源近似情况下数学共扼方程计算程序TFHEX_J0。通过算例校验表明TPHEX_J0与TPHEX程序所计算的系统本征值符合良好,TFHEX_J0程序的计算结果是可靠的。     

轻水反应堆燃料组件中子通量和功率分布的计算程序

本文介绍用穿透几率法计算二维轻水堆燃料组件内中子通量分布的两种计算模型和程序.在子区内及表面上中子通量采用线性空间分布近似,子区表面上角通量分别采用准 DP_1和 QP_1近似。对一些轻水堆组件基准问题作了验证计算。计算结果与 S_N、节块 S_N 以及积分输运理论等方法进行比较,其结果符合良好。这些程序可用于轻水堆燃料组件的计算。     

超临界水堆燃料组件内的排列研究

超临界水冷反应堆(SCWR)是第四代核能系统国际论坛(GIF)推荐的六种堆型中唯一的轻水堆型.SCWR和现有的轻水堆相比,具有热效率高,系统设备大大简化的优点.世界范围内的研究纷纷展开,其中燃料组件的设计优化及堆芯布置是一个重要的研究方向.本文分析比较了当前比较流行的几种燃料组件设计,在采用同一富集度燃料且不含可燃毒物的情况下,利用MCNP程序对这几种组件的当地功率峰值因子进行了计算,发现其离设计目标还有一段距离.本文分析了影响当地功率峰值因子的若干因素,发现对于正方形组件,在均匀慢化、降低当地功率峰值因子的同时也使得组件整体上慢化不足,表现为倍增因子降低,这主要与燃料棒的排列方式有关.通过对比分析发现,相对于正方形排列,改进过的六角形排列更容易解决充分慢化和均匀慢化之间的矛盾,实现组件设计的优化.     

数字化反应堆高保真中子学程序SHARK研发

SHARK程序是由中国核动力研究设计院新近研发的基于全堆芯确定论非均匀输运理论体系的数字化反应堆软件。该软件从多群数据库的截面与共振数据出发,采用改进子群方法刻画有效共振截面的复杂非均匀效应,采用二维/一维或准三维特征线方法开展堆芯层面非均匀输运计算。目前该程序的定态微观问题计算能力已建立完毕。数值结果显示,SHARK程序对于商用压水堆相关基准问题具有良好的计算精度和效率。     

Evolutionary design of reactor vessel assembly for liquid metal cooled battery

The Battery Omnibus Reactor Integral System (BORIS) is being developed as a multipurpose integral fast reactor at the Seoul National University. This paper focuses on developing design methodology for optimizing geometry of the liquid metal cooled reactor vessel assembly. The key design parameters and constraints are chosen considering technical specifications such as thermal limits and manufacturing difficulties. The evolution strategy is adopted in optimizing the geometry. Two objective functions are selected based upon economic and thermohydraulic reasons. Optimization is carried out in the following steps. First, selected design values are supplied to the momentum integral model code to evaluate steady-state mass flow rate and coolant temperature distribution of the reactor vessel assembly utilizing the thermodynamic boundary condition on heat exchanger calculated by the thermodynamics code. Second, the objective function values are calculated and compared against the previous results. The steps are repeated until an optimum value is obtained. Results of the improved design of the reactor vessel assembly are presented and their characteristics are discussed.