基于波形逼近的快中子脉冲堆耦合计算

快中子脉冲堆在爆发脉冲过程中的中子输运与热弹性力学相互耦合,该耦合作用过程决定了脉冲特性。基于绝热近似下燃料元件温升始终正比于系统总裂变数的事实,提出了通过调整参数使温升随时间变化的曲线逼近裂变率曲线的耦合计算方法。在迭代逼近过程中,采用了有限元商业软件ANSYS处理力学建模和热弹性力学求解,利用点堆方程描述中子学行为,两者利用基于微扰理论的反应性反馈方程进行耦合。通过调整参数使力学模型的温升加载函数波形逼近通过输运计算得到的裂变率波形,直至两者一致。以Lady Godiva脉冲堆为例的裂变产额计算结果与实验结果一致,该计算方法有望用于快中子脉冲堆的研究和设计。     

快中子脉冲堆中子价值计算研究

利用MCNP程序建立了CFBR-Ⅱ堆结构的三维模型,借助中子倍增的方法实现了计算中子价值的功能。为消除实验中用中间钢托盘孔道内的中子价值代替上下半球的中子价值而引起的差异,利用均匀抽样技巧对各区域沿径向分层细致计算。结果表明,中子价值最大处位于高富集度铀区域中间某层而非系统中心或上下半球球心,其他区域中子价值则沿径向单调递减。     

快中子脉冲堆中子价值计算研究

利用MCNP程序建立了CFBR-Ⅱ堆结构的三维模型,借助中子倍增的方法实现了计算中子价值的功能.为消除实验中用中间钢托盘孔道内的中子价值代替上下半球的中子价值而引起的差异,利用均匀抽样技巧对各区域沿径向分层细致计算.结果表明,中子价值最大处位于高富集度铀区域中间某层而非系统中心或上下半球球心,其他区域中子价值则沿径向单调递减.     

快中子脉冲堆动力学特性研究

快中子脉冲堆是一种可超瞬发运行的链式反应堆,在研究裂变反应堆瞬态物理过程和中子动力学过程等方面有重要的应用价值。介绍了快中子脉冲堆的动力学过程与特性,推导了动力学方程和超瞬发临界状态下的解析解。介绍了实验研究结果,测量了快中子脉冲堆超瞬发临界运行产生的脉冲中子辐射场的脉冲特性参数,获得了快中子脉冲堆中子动力学的基本特性参数。实验结果与建立的理论模型很好地符合。     

基于不动点理论的核热耦合计算收敛特性研究

对于一些具有强烈核热耦合行为的新型反应堆(如超临界水堆),一般的迭代方法不再适用。本文基于不动点理论提出核反应堆核热耦合计算的数学模型,结合超临界水堆的计算实例,对核热耦合计算的迭代方法进行收敛性分析,总结出核热耦合计算的收敛判定方法,通过该方法可实时得到迭代的收敛情况,同时提出了自适应松弛因子及其算法,并编写了实现该算法的程序。     

中国聚变工程试验堆包层的核热耦合效应研究

本文以中国聚变工程试验堆（CFETR）的氦冷固态包层和水冷固态包层为研究对象,基于蒙特卡罗程序MCNP和计算流体力学程序FLUENT,利用3D-1D-2D耦合方法和伪材料方法,分别对200 MW的氦冷固态包层和水冷固态包层及1.5 GW的水冷固态包层方案进行了核热耦合计算分析。研究结果表明,金属铍的热散射效应和轻水密度是聚变包层核热耦合效应的主要来源,核热耦合效应对氦冷固态包层的影响可忽略,对水冷固态包层的氚增殖比和温度分布有一定程度的影响。     

快中子脉冲堆弱源爆发脉冲实验理论研究

我们在应用Hansen理论研究快中子脉冲堆弱源爆发脉冲实验时发现,理论与实验结果差距非常大。对此,我们分析了原因,然后从求解系统中子数概率分布函数出发,研究和求解了系统有限长裂变链的期望值,给出了有限长裂变链期望值的求解方法和基本形式,讨论和定量计算了Godiva-Ⅱ和CFBR-Ⅱ脉冲堆有限长裂变链的期望值。然后研究了有限长裂变链导致缓发中子先驱核增值行为,结果表明,在等待爆发脉冲期间缓发中子数可发生数倍的变化。最后,在两种不同的物理假定下,对Hansen模型给予了改进。改进后的模型可以较理想地模拟Godiva-Ⅱ和CFBR-Ⅱ两个脉冲堆的实验结果,表明结果是可信的。     

脉冲堆核容器两元混合气体保护焊

脉冲堆核容器选用LT_(24)特殊铝合金作为主要结构材料。由于其特殊的强化机制,可焊性差,单用氩气或氦气保护焊均不能满足焊接要求。通过试验发现,采用氩-氦两元混合气体保护焊,当氩-氦体积比例恰当时,所焊接的核容器完全达到设计要求。     

熔盐快堆稳态核热耦合程序开发及验证

无慢化罐式堆芯结构的熔盐快堆(Molten Salt Fast Reactor,MSFR)中存在中子物理与热工水力的强耦合。应用耦合蒙特卡罗粒子输运程序OpenMC与计算流体力学软件OpenFOAM,建立了一套适用于熔盐快堆的三维稳态核热耦合计算程序。该程序基于python编程语言实现了OpenMC和OpenFOAM二者间的功率、燃料盐温度和密度分布等数据交互,可以获得堆芯内三维功率分布、中子通量密度分布、三维速度场和温度场分布。采用该耦合程序,建立了熔盐快堆的基准模型,研究了中子学区域划分数目和初始条件对keff、燃料盐速度和温度分布的影响。根据研究结果,推荐了一套合理的中子学区域划分方法与数目,表明了耦合程序设定的不同初始条件对keff结果无影响。最后,通过与熔盐快堆基准结果的对比验证了耦合程序的正确性,表明该程序适用于熔盐快堆的稳态核热耦合分析。     

加速增产核燃料的天然安全“核热泉”快中子增殖堆

为保证21世纪中国经济的持续稳定地高速增长,必须充分发挥核能的巨大潜力,使之配合其他可再生能源同步增长,及早大规模替代煤炭等化石能源。由于目前国内大量兴建的核电站以压水堆为主,需要消费大量天然铀资源,倚靠廉价铀供应难于维持长期增长,必须依靠快中子增殖生产人造裂变燃料——钚,才能摆脱天然铀原料短缺的束缚。然而,传统的快中子增殖堆的核燃料增产速度较慢,难于配合中国核电的高速增长。本文介绍一种先进快中子增殖堆(AFBR)方案,其中利用在线连续换料的空心球形燃料元件,依靠载热剂的出入口之间的温度差实现满功率自然循环,可以成倍地提高燃料比功率与核燃料增殖速度。本快中子增殖堆改进了俄罗斯称为"天然安全"的BREST铅冷快堆设计方案,成为无须人为控制的"核热泉",它能在不设置加压泵及高位铅池的情况下,自动按外部负荷需要供应必要的热量,完全依靠自然循环将全部裂变热能及停堆后堆芯余热散出,不至对环境产生放射性污染。     

热管冷却反应堆核热力耦合研究

热管冷却反应堆（简称“热管堆”）高温运行下的结构热膨胀效应会显著影响反应堆的传热和中子物理输运过程。本文提出了一种考虑固体堆芯显著膨胀的几何更新和反应性反馈方法,并构建了基于动态几何的中子物理/热工/力学3场核热力耦合分析程序。在核热力耦合中主要考虑温度引起微观截面的变化、材料密度的变化以及热膨胀引起堆芯尺寸的变化。基于提出的核热力耦合方法,对MegaPower热管堆进行了核热力耦合分析,分析了不同松弛因子下,堆芯功率分布和径向功率因子的收敛性。核热力计算表明,热膨胀造成堆芯边通道的中子泄漏增加,从而产生负反应性反馈;同时,边通道中子泄漏增加加剧了功率分布的不均匀性,传热恶化,考虑核热力耦合后,径向功率因子从非耦合情形的1.20提升到1.23,燃料峰值温度增加11 K。      

核数据对球床式高温气冷堆燃料元件中子学特性的影响

球床式高温气冷堆采用了球形燃料元件,燃料区域由石墨基体和弥散在其中的包覆燃料颗粒构成,其外有与石墨基体相同材料的包壳;燃料球堆叠成填充率约为0.61的球床式堆芯活性区。在堆芯物理计算中,必须考虑其特殊的双重非均匀性结构对共振计算的影响。此外,由于石墨起到了中子慢化和结构材料的重要作用,其截面参数的准确性对共振计算和临界计算均有很大影响。本文采用蒙特卡罗中子输运计算程序SCALE/KENO-Ⅵ和Serpent-2,对比分析了ENDF/B Ⅶ.0和ENDF/B Ⅶ.1版本核数据库对不同燃料模型的有效增殖因数(keff)及反应率的影响,并进一步比较了不同双重非均匀性处理方法对计算结果的影响。结果表明,由于石墨吸收率增大,使用ENDF/B Ⅶ.1版本核数据库所得keff小于使用ENDF/B Ⅶ.0版本核数据库的结果,且计算模型中石墨材料越多,计算结果相差越大:对于包覆颗粒模型差别约为200pcm,对于燃料元件约为700pcm,对于堆芯单元约为1 600pcm。SCALE/KENO-Ⅵ程序使用DOUBLEHET模型进行多群蒙特卡罗计算所得结果与连续能量模型计算结果吻合良好,且计算效率高,对燃料球模型而言可节省约85%的计算时间。     

基于三维核热耦合方法的吸气式核反应堆瞬态特性研究

吸气式反应堆具有大比冲、高功率密度的优良特点,在未来空天推进领域具有广阔的应用前景.该反应堆在正常运行条件下需要完成各类功率快速响应的瞬态工况,并在极短时间内完成启停堆过程,采用传统的数值方法研究其瞬态三维核热耦合特性存在较大的困难.本文基于开源OpenFOAM平台,开发了三维瞬态核热耦合求解程序,提出了新型流固热耦合...     

快堆金属燃料的发展

国外早期快堆发展的燃料集中在金属燃料上,但金属燃料辐照肿胀严重,只能实现较低的燃耗深度,且较低的固相线温度和与包壳间的共晶温度又制约了金属燃料的实际应用。文章回顾国外金属燃料的发展和主要问题的解决方法,并总结金属燃料改进后可行的设计方案。随后整理早期、后期金属燃料的辐照经验,给出已验证的最大燃耗深度。     

事故容错燃料UO2-BeO应用于压水堆燃料组件的中子学分析

本文基于中子学角度对典型压水堆中的事故容错燃料UO₂-BeO设计进行分析。选取西屋公司的2D燃料组件问题,使用组件计算程序ALPHA对不同体积分数BeO的燃料进行计算。临界及燃耗计算结果表明：在燃料中加入BeO,一方面由于中子吸收,导致反应性惩罚;另一方面由于BeO的慢化作用,导致反应性补偿,两个相反影响相互竞争共同决定UO₂-BeO燃料带来的综合效应。由反应性匹配基准可知,适量增加²³⁵U富集度对维持反应堆整个运行循环的反应性平衡十分必要,其中基准1相对于基准2和3需对燃料富集度进行较大调整才可满足寿期末得到的k_inf与参考组件一致。由反应性扰动分析结果可知,当燃料中加入BeO后,燃料温度系数随BeO体积分数的变化基本保持恒定,慢化剂温度系数降低,空泡系数增高。     

采用FFT方法对横摇条件下堆芯核热耦合流动不稳定性的分析

基于开发的海洋条件下堆芯核热耦合流动不稳定性分析程序,利用快速傅里叶变换（FFT）方法对堆芯通道的流量振荡曲线进行分析,获得了静止和横摇条件下堆芯发生核热耦合流动不稳定性时通道的频谱特性。研究表明,静止条件下堆芯发生流动不稳定性时仅具有1个频率峰值,其对应固有频率;在横摇条件下堆芯发生流动不稳定性时,堆芯所有通道均受到横摇条件和核热耦合效应影响,但只有最高功率通道中固有频率处于支配地位,该类功率通道首先发生流动不稳定性。FFT方法可精确地分析复杂流量振荡曲线的特性,进而判定横摇下堆芯核热耦合系统是否发生流动不稳定性。     

NECP-X程序中基于全局-局部耦合策略的非棒状几何燃料共振计算方法研究

基于NECP-X程序中已经研发的全局-局部耦合共振计算方法,研究了针对非棒状几何燃料的共振计算方法。首先,采用中子流方法计算真实问题的丹可夫修正因子,以处理全局的空间效应;其次,基于丹可夫修正因子等效获得小规模问题周围慢化剂的几何信息;最后,对于小规模问题燃料区的有效自屏截面的计算采用共振伪核素子群方法。将该方法应用于非棒状几何燃料数值计算,结果表明,该方法在处理非棒状几何燃料栅元的共振计算时,与蒙特卡罗结果程序相比,微观吸收截面偏差不超过1.8%,无限介质增殖因数偏差不超过110 pcm(1 pcm=10^-5),具有较高的计算精度;在大规模问题的计算中,基于板状燃料的JRR-3M实验堆全堆在整个燃耗过程有效增殖因数偏差均在300pcm左右,组件功率偏差在整个燃耗过程不超过0.62%。因此,本研究提出的共振计算方法具有较高的正确率和精度。     

加速器驱动钠冷金属燃料快堆次锕系核素嬗变特性研究

分析加速器驱动系统(ADS)钠冷金属燃料快堆重金属燃料不同核素对堆芯有效增殖系数(Keff)的影响,给出了燃料成分的确定方法,详细分析次锕系核素(MA)嬗变特性.运用耦合了MCNP4c3与ORJGEN2的三维燃耗程序COUPLE对堆芯进行稳态与燃耗计算.结果分析表明,调节燃料中239Pu的质量比例并使其在燃耗过程中保持稳定是使Keff达到设计值并在燃耗过程中保持稳定的有效手段.散裂中子引起堆芯内区较外区更硬的中子能谱,有利于提高MA的裂变截面与裂变吸收比.全堆MA嬗变支持比为8.3,具有较好的嬗变效果.由于堆芯内区的高通量,堆芯内外区的嬗变率有明显差异,将MA集中布置于内区有利于减少装料量,改善总体嬗变效果.     

压水堆核电厂燃料元件破损诊断方法

在核电厂运行管理中, 如果在停堆前知道燃料棒的性能和状态,采用合适的燃料检测管理策略,可减少反应堆的停运时间.本文以燃料元件破损后裂变产物向冷却剂释放的理论为基础,开发了一种通过分析反应堆冷却剂中裂变产物放射性活度估算破损燃料元件的数量、破损尺寸和位置的方法.用大亚湾核电站1号机组第2循环的运行跟踪数据对U1C2燃料组件进行了破损诊断.结果表明,诊断结果与停堆后的实测结果基本吻合.     

空间堆堆芯热管蒸气流动计算方法研究

空间核反应堆电源采用热管进行堆芯冷却。堆芯热管内部工质的蒸发与冷凝导致内部蒸气流动与管内流动有很大不同,必须考虑变质量流动和轴向速度分量与径向速度分量两者的存在。对堆芯热管内蒸气流动的压力、温度分布和速度分布的计算方法进行研究,开发空间堆堆芯热管蒸气流动的计算程序SNPS-HPD,利用钠热管的实验数据对程序进行验证,并利用SNPS-HPD对HP-STMCs空间堆堆芯锂热管在不同运行工况下的蒸气流动特性进行设计校核计算。计算结果与文献计算值符合较好,说明SNPS-HPD程序可用于空间堆堆芯热管的设计校核计算。