涉钠热工仪表标准库研发

正涉钠热工仪表标准库研发主要是为国内钠冷快中子堆涉钠仪表的设计提供选型,摆脱依赖进口现状,掌握核心技术和自主知识产权,实现国产化、产业化。涉钠热工仪表标准库研发包含钠液位计(包含1E)、钠存在监测装置、钠压力变送器、钠流量计(包含1E)、气泡噪声探测器5大类,7种结构形式,共27个规格仪表,涉及仪表种类多、技术难度大。为了满足CFR600示范快堆和条保设施建设的涉钠热工仪表的设备需求,涉钠热工仪表标准库研发项目由中国原子能科学研究院与湖南镭目科技     

MUSE-F1.0输运库的开发与基准验证

运用NJOY99程序,以微观评价库ENDF/B-Ⅶ.0为基础,开发了适用于快堆研究设计的175群中子、42群光子的多群截面数据库MUSE-F1.0。采用权重谱thermal--1/e--fast reactor-fission+fusion及勒让德P6近似。采用ANISN程序,从临界计算及屏蔽计算两方面对该库进行了较全面的检验;屏蔽检验涉及裂变堆、聚变堆、加速器等装置屏蔽材料所常用的相关核素截面数据的检验。检验结果表明：MUSE-F1.0在临界计算及屏蔽计算方面具有较高的精确度和较强的适用性,可满足快堆设计研究方面的应用要求。     

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。     

基于快堆嬗变的伪裂变产物截面制作

从ENDF/B-VII库提取数据,通过NJOY程序对快堆中生成的裂变产物核素进行模块加工,利用Matlab进行编程对NJOY程序计算得到的数据进行再次加工处理,得到235U核素快堆嬗变的多群伪裂变产物截面数据,然后用MCNP程序对设计的快堆进行计算得到中子能谱图,并用中子能谱对MCNP程序生成的多群截面进行并群。把生成的数据与NJOY程序生成的数据进行对比验证表明,经过处理的截面数据可以用于快堆的燃耗计算。     

中国评价库CENDL-3的宏观检验现状(英文)

CENDL-3是中国评价库CENDL的最新版本,通过采用群常数制作程序系统NJOY及反应堆栅元计算程序WIMSD5A和蒙特卡罗程序MCNP对CENDL-3库进行了包括热堆和快堆的基准装置的检验计算,并将检验结果与实验结果和其它库的计算结果进行了比较和分析。表明CENDL-3库中铀同位素的检验结果是相当不错的;由于裂变谱的改进,钚同位素的检验结果也有了相当好的改进;尽管9Be的检验结果有了明显改进,但计算的keff与其它库相比仍有点偏低。     

虹吸破坏装置设计验证试验研究

<正>为了对示范快堆虹吸破坏装置进行设计验证,建造了一套可用于该装置功能验证的试验系统以完成相关试验研究。示范快堆的虹吸破坏装置是用于一回路净化装置堆外管路发生破口时,终止或延缓由虹吸现象引起的液钠泄漏事故的专用安全设施。针对该装置的运行特点验证试验系统模拟了虹吸破坏装置的设计结构、堆内相对位置、堆外管路流动特性,并在试验中模拟堆内稳态     

快堆控制棒组件非均匀效应修正方法研究

控制棒组件是快堆控制系统和安全保护系统的重要组成部分,快堆控制棒价值的准确求解至关重要。基于PASC?5程序的快堆少群均匀化群常数计算中使用直接体积均匀化方式,这会导致控制棒价值严重高估,必须对控制棒组件的非均匀效应进行修正。基于群常数修正的思路,本论研究了体积?通量权重、反应率之比守恒和反应性守恒3种方法在快堆控制棒组件非均匀效应修正中的应用;基于二维特征线程序开发了群常数修正因子计算程序FRHP。通过中国实验快堆算例进行测试验证,修正后的控制棒价值计算结果与MCNP计算的参考结果符合较好,表明3种方法均能对控制棒组件的非均匀效应实现有效修正,其中反应性守恒方法修正效果最好。     

次临界能源堆用多群截面库的研制与校验

采用NJOY程序制作187群多群截面,使用输运程序ANISN计算铀球临界基准题和铀球水腔模型,对该多群截面库临界计算、反应率、中子能谱计算进行数值校验.将该多群截面应用于次临界能源堆多层球壳模型计算,计算结果与连续能量蒙特卡罗程序MCNP5的结果进行比较.结果表明,该多群截面库制作正确,可用于次临界能源堆物理计算,能够正确给出反应率值和中子能谱.     

液态金属冷却快堆子通道分析软件SACOS-LMR研发与工程应用

子通道分析方法是反应堆堆芯设计和热工水力分析的重要手段之一,对于我国提出的压水堆-快堆-聚变堆三步走核能发展战略,开发适用于液态金属冷却快堆热工安全分析的子通道分析程序具有重要意义。本文基于西安交通大学热工水力研究室自主开发的压水堆子通道程序SACOS,通过添加液态金属快堆特有的模型,如绕丝模型、盒间流模型、液态金属对流换热模型等,扩展至适用于液态金属快堆的子通道分析程序SACOS-LMR,该程序具备对液态金属快堆组件开展稳态和瞬态热工水力分析的功能。结合卡尔斯鲁厄开展的37棒钠冷瞬态实验,完成了SACOS-LMR程序的瞬态功能验证。基于验证后的SACOS-LMR程序,对欧洲铅冷快堆(ALFRED)堆芯开展了稳态工况和瞬态事故工况下的热工安全特性分析,计算结果合理,且与同类程序保持一致,表明SACOS-LMR程序可用于液态金属快堆的堆芯设计和热工水力分析研究。     

我国的快堆技术发展和实验快堆

随着我国核电技术的发展,自主研制钠冷快中子增殖堆十分必要。本文介绍了我国在研究开发快堆技术方面的历史和实验快堆的设计原则、设计简介和安全特性。     

钠冷行波堆和驻波堆堆芯特性对比分析

采用自开发的MCNP-ORIGEN耦合程序MCORE对所设计的钠冷行波堆和驻波堆开展中子学和燃耗分析;基于MCORE获得的功率分布,采用自开发的钠冷快堆堆芯稳态热工水力分析程序SAST对钠冷行波堆和驻波堆堆芯开展热工水力分析。对比钠冷行波堆和驻波堆的堆芯物理特性和热工水力特性,结果表明：驻波堆在燃耗、最高包壳和燃料芯块温度方面具有优势,而行波堆在反应性波动和堆芯冷却剂出口温度均匀性方面具有优势。     

一维扩散程序NDP及其对快基准装置的分析

可靠而精确的计算方法是进行核数据基准检验必不可少的手段。一维扩散程序1DX曾准确而有效地用于ENDF/B核数据库的快堆基准检验。为此,我们在1DX基础上建立了NDP程序。可靠而精确的积分实验是核数据基准检验的积分依据。美国截面评价工作组将快堆基准做为检验ENDF/B库的主要积分依据。这不仅是因为当今核动力堆中快堆是其发展方向,而且不同能谱的基准快堆几乎复盖了核截面的整个能区,最有利于对核截面在全能区进行检验。我们用NDP程序和苏联26群邦达连柯群常数计算了美国检验ENDE/B-4     

中国示范快堆高性能冷阱净化能力试验研究

钠冷快堆采用冷阱作为净化钠中杂质的设备,目前中国实验快堆（CEFR）的冷阱净化杂质能力不能满足中国示范快堆（CFR600）各钠回路中杂质的净化需求。本文通过开展高性能冷阱净化能力试验,获得了不同温度下冷阱的溶解速率、净化速率、捕集能力和杂质容量。这些性能指标均达到了预期值,其捕集能力是CEFR一回路冷阱的2.33倍,是二回路冷阱的1.91倍。试验研究结果为CFR600冷阱结构的优化设计及冷阱性能分析软件的开发提供了依据,满足了CFR600一、二回路和乏组件转换桶钠净化系统关键设备的需求,实现了自主研发的高性能冷阱在CFR600工程上的成功应用。     

中国示范快堆高性能冷阱净化能力试验研究

钠冷快堆采用冷阱作为净化钠中杂质的设备,目前中国实验快堆(CEFR)的冷阱净化杂质能力不能满足中国示范快堆(CFR600)各钠回路中杂质的净化需求。本文通过开展高性能冷阱净化能力试验,获得了不同温度下冷阱的溶解速率、净化速率、捕集能力和杂质容量。这些性能指标均达到了预期值,其捕集能力是CEFR一回路冷阱的2.33倍,是二回路冷阱的1.91倍。试验研究结果为CFR600冷阱结构的优化设计及冷阱性能分析软件的开发提供了依据,满足了CFR600一、二回路和乏组件转换桶钠净化系统关键设备的需求,实现了自主研发的高性能冷阱在CFR600工程上的成功应用。     

虹吸破坏实验装置设计研究

正示范快堆钠净化装置堆外布置的特殊结构,导致钠净化回路中的供钠管及回钠管管路穿过容器壁,该结构如果发生堆外大破口事故,在虹吸现象作用下会导致冷却剂大量流失的严重后果。因此示范快堆在钠净化回路中安装了虹吸破坏装置,目的是在发生堆外大破口事故时能有效抑制冷却剂的流失。     

反应堆多群常数计算程序的开发、研制(英文)

在CYBER-825计算机上移植、开发了引进的快中子多群常数产生程序FOURACES,热中子多群常数产生程序FLANGE-AE程序,进一步开发了计算共振自屏因子的MINX程序,并研制了产生反应堆多群常数的程序包RMCPP。利用这个程序包产生了63群多群常数工作库MC,将它与核工程临界安全计算MONTE CARLO程序NEMCS相联接,并计算了Pu和U系统的有效增殖因数,取得了初步满意的结果。     

快中子反应堆多群常数程序RQCS

KQCS是用“自屏因子”法制作快中子反应堆多群常数的程序,它输出的群常数有无限稀释截面、自屏因子、P8展开的弹性散射转移矩阵、非弹散射转移几率和转移截面。能提供快堆扩散、S_N和P_N程序使用。本文全面介绍了KQCS计算方法,重点对自屏因子计算方法进行了研究,并对共振重叠效应作了新的考虑。     

群常数库TPLIB-95的宏观检验

介绍了群常数库TPLIB-95的宏观检验。TPLIB-95是中国核数据中心为轻水堆燃料组件计算程序包TPFAP建立的更新群常数库,它是基于JENDL-3.1评价核数据库制作而成的。用5个热堆基准问题,一批压水堆零功率临界实验以及秦山300MW核电厂首循环堆芯和大亚湾900MW核电站首循环堆芯对该库作了计算分析。热堆基准问题的计算结果表     

快堆假想堆芯解体事故程序研发

钠冷快中子反应堆是以钠作为冷却剂的第4代核能系统之一,为保证快堆在严重事故下能够包容放射性物质,对快堆假想堆芯解体事故进行准确模拟计算是非常必要和迫切的。采用改进型B-T模型对快堆假想堆芯解体事故进行分析是目前国际上主要的分析方法,为能更好地分析快堆假想堆芯解体事故,在改进型B-T模型的基础上引入快堆实际的堆芯反应性系数分布函数。本工作与法国的EPIXCOPOS程序计算结果的对比验证表明,程序模型能对快堆假想堆芯解体事故进行保守分析。     

中国核数据中心宏观参数工作现状

就核数据在核工程的应用而言,它涉及快堆、热堆、聚变堆、屏蔽、ADS等方面。不同方面的应用,需要不同格式的多群常数库。 近几年来,微观评价核数据工作取得了显著进展。例如,改进了共振参数和高能区的反应截面,增加了双微分截面等。ENDF/B-6.8、JEF-2.2、JENDL-3.3和CENDL-3.0