热管式锂冷空间快堆中子学计算分析

采用MCNP程序对锂冷热管式锂冷空间快堆建立中子学计算模型,对其中子通量密度和功率分布、有效增殖因子等进行了计算,采用分区燃料布置,得到满足长寿命运行要求的分区装载方案,利用ORIGEN2程序进行燃耗校核,计算了转鼓的价值和转鼓转角随运行时间的变化情况。模型分析结果表明:分区装料后的堆芯满足临界安全设计和不均匀系数要求;堆芯的过剩反应性足够7年不换料满功率运行;意外发射失败掉入湿沙或海水中,由于有谱移吸收体铼,堆芯仍然保持足够的次临界度;转鼓的价值可以保证堆芯在整个寿期内安全的停堆和正常的启动;热管式锂冷空间快堆基本物理特性合理,满足设计要求。     

新型热管反应堆堆芯热工安全分析

针对新型空间热管反应堆,采用商用CFD软件FLUENT对其堆芯进行了稳态热工安全分析。根据MCNP物理计算的堆芯功率分布,选取功率份额最高的相邻3个燃料元件作为分析对象,对控制转鼓7种不同转动角度下的正常工况以及单根热管失效的事故工况进行计算分析,得到最热通道各层材料的温度分布。采用二维热管分析程序计算得到蒸汽区的温度分布,并作为三维计算模型的温度边界。堆芯功率分布采用用户自定义程序UDF进行添加。计算结果表明,在额定功率4.0 MW水平下,在正常工况以及单根热管失效事故工况下,热管具有足够的传热能力将堆芯裂变热导出,同时,堆芯最热通道各层材料温度均低于安全限值,且具有较大的安全裕度,满足设计要求。     

基于蒙特卡罗方法的微型钠冷快堆堆芯物理设计计算

应用MCNP-4C程序为微型钠冷快堆(MFR)概念设计建立了精确的物理计算模型,并对其临界物理特性、中子注量率分布、功率分布和反应性控制进行详细计算.结果表明:MFR的基本物理特性满足堆芯物理设计要求和设计目标,堆芯功率密度和中子注量率分布均匀合理;控制系统能实现安全有效的反应性平衡,满足反应堆长期运行的需要.     

船用反应堆堆芯精细功率重构计算

针对现有船用反应堆安全分析仿真软件不能计算堆芯精细功率分布这一缺陷,开展了堆芯径向和轴向精细功率分布重构计算和分析。采用三次样条插值法对轴向精细功率进行重构计算,采用双线性和双三次插值法对径向精细功率进行重构计算,并与采用细网差分的专业物理程序的计算结果进行比较。结果表明,本工作精细功率重构计算简单、可靠,有较高的精度,对船用反应堆安全运行分析和监督管理具有重要的参考价值。     

自主化堆芯三维核设计软件COCO研发

中国广东核电集团正在开发的三维堆芯核设计软件COCO将具备堆内功率分布计算、精细功率分布计算、临界硼浓度搜索、控制棒临界搜索、核子密度计算等基本功能。COCO采用格林函数节块方法作为求解器计算堆芯的功率分布,采用单通道模型和棒传热模型来计算慢化剂的密度和燃料温度。COCO已实现从寿期初到寿期末的燃耗计算能力。通过与参考程序的数值比较发现,COCO采用的理论模型和耦合流程正确,计算精度可满足工程设计的需要。     

基于单通道模型的ADS堆芯物理热工耦合计算

利用单通道模型,开发了铅铋冷却加速器驱动次临界系统(ADS)堆芯组件温度和密度分布的热工计算程序,并将该程序与MCNP耦合,建立了物理热工耦合计算方法。利用该方法计算了耦合后的功率及热工参数。结果表明,堆芯组件温度及冷却剂流速满足热工安全限值,堆芯径向功率不均匀系数较大,堆芯设计需进一步优化。     

基于BEAVRS基准题高保真建模的OpenMC程序和NECP-X程序的对比验证

基于BEAVRS2.0.1基准题进行高保真建模,构建了含有193个燃料组件的压水堆和含有21个燃料组件的压水堆堆芯模型。应用确定论一步法程序NECP-X和概率论蒙特卡罗程序OpenMC分别对两种模型进行建模,计算热态零功率条件下堆芯的有效增殖因子、组件功率的分布以及各个控制棒组的控制棒价值。对比验证计算结果表明：热态零功率状态下有效增殖因子偏差在1.40×10^-3以内,不同控制棒组插入状态下有效增殖因子偏差低于5.9×10^-4,控制棒价值偏差均在4.9×10^-4以内;不同控制棒组情况下堆芯功率分布的平均相对偏差均在0.6%以内。初步验证了两个程序对复杂堆芯精细建模计算的可行性和准确性,对程序的应用及完善具有参考意义。     

CERMET-SNRE堆芯物理计算分析

核火箭发动机功率高、寿命长、比冲大,在执行深空探测和星际航行任务时具有不可替代的优势。小型化是核火箭发动机的一个重要趋势,基于此提出了一种使用钨基金属陶瓷燃料的小型核火箭发动机（CERMET-SNRE）堆芯方案,并采用蒙特卡罗程序（MCNP）进行了精确建模,计算了相关物理参数。计算分析结果表明：CERMET-SNRE堆芯能谱硬,燃耗浅,后备反应性足够,功率分布合理,控制鼓与安全棒价值足够,发射掉落事故下有效增殖因数小于0.98,堆芯方案合理,满足设计要求。     

基于凤凰快堆寿期末控制棒提棒实验的SARAX程序系统确认

寿期末控制棒提棒实验是在法国钠冷快堆Phenix(凤凰快堆)退役之前开展的最后一次实堆测量实验,实验中测量了低功率状态下的控制棒价值和满功率状态下的径向功率分布。本实验采用西安交通大学开发的快堆中子学计算程序系统SARAX进行建模和计算,其计算过程采用基于点截面的超细群方法进行能谱计算,采用超级均匀化(SPH)因子方法进行组件均匀化计算,以及采用多群中子输运节块方法进行堆芯计算,最终计算了实验中4个临界状态的有效增殖因子、控制棒价值、堆芯反应性系数及功率分布等参数。计算结果表明:SARAX的计算结果与实验值吻合较好,计算精度优于传统的快堆物理计算程序,可以用于钠冷氧化物混合燃料(MOX燃料)快堆的核设计。     

超临界水冷堆堆芯简化模型流量分配研究

选取超临界水冷堆(SCWR)燃料组件作为研究对象,在平均孔口尺寸条件下,对堆芯功率分布进行模拟,建立了热工水力计算模型并进行了程序的开发,计算出了各个并联通道内的冷却剂流量以及相关参数分布.结果表明,平均孔口尺寸条件得到的各组群燃料通道轴向密度分布、堆芯功率分布存在较大的不均匀性,致使流量分配存在较大的差异;通过增大高功率组群的孔板尺寸即可得到较为合理的热工水力参数分布.