乏燃料贮存燃耗信任制计算的敏感元素分析

燃耗信任制的应用分析需要计算乏燃料系统的反应性,为了保证临界安全需要保证分析结果的包络性,为此需要考虑到各种不同燃耗因素对于分析结果的影响。采用SCALE程序包中的STARBUCS模块,通过对OECD/NEA发布的Phase-IA及Phase-IIA基准题的验证分析,研究了不同信任等级、堆芯运行参数等因子对乏燃料贮存系统临界安全的敏感性分析,并得出有益的结论。     

燃耗信任制中燃耗计算的敏感性因素研究

在OECD/NEA发布的Phase-IA基准题的基础上,采用SCALE程序包对影响燃耗计算结果的因素进行研究。分析堆芯运行参数以及控制棒和可燃毒物对燃耗计算以及乏燃料系统临界安全的影响,给出各因素保守性结论。     

燃耗信任制的应用方法

在临界安全分析中采用燃耗信任制可在确保安全性的基础上带来巨大的经济效益。本文详细介绍了当前燃耗信任制的应用方法,如何确定所考虑的核素种类和确定燃耗计算状态得出保守的核素核子密度以及如何确定轴向燃耗分布不均匀的组件的置信燃耗深度,最后将燃耗信任制应用于某乏燃料溶解器,比较了此方法带来的效果。     

基于燃耗信任制的核电厂乏燃料贮存水池临界计算

为研究初始富集度为4.95%的新型燃料组件卸料后高密度贮存的可行性,以岭澳核电站3、4号机组乏燃料贮存水池为例,利用SCALE5.1程序系统中基于燃耗信任制的STARBUCS临界计算程序,分析了该新型燃料组件在不同燃耗情况下,锕系核素和裂变产物的产额变化及其对反应性的影响;基于锕系加裂变产物信任水平,计算了燃料组件在不同燃耗深度和不同贮存年限情况下的乏燃料贮存水池临界安全性;给出了乏燃料贮存水池Ⅱ区的参考装载曲线。计算表明:该新型燃料组件在燃耗达到45 GWd.t-1(U)后可以高密度贮存在乏燃料贮存水池Ⅱ区。     

燃耗信任制下燃耗计算对临界计算的偏差及不确定度的研究

为量化燃耗信任制中燃耗计算传递给临界计算的不确定度,本文基于参数统计法对燃耗计算的核素偏差及偏差不确定度展开分析,并以蒙特卡罗(MC)抽样方法计算的k_inf不确定度为基准,比较不同抽样方法对临界计算不确定度的影响。结果表明,核素偏差与偏差不确定度是随样品燃耗变化的分段函数。对于临界计算,拉丁超立方抽样(LHS)方法与MC抽样方法的k_inf不确定度计算结果吻合较好,且LHS方法可考虑参数间的相关性,计算结果更真实,可进一步提升电厂的经济性。     

燃耗信任制下燃耗计算对临界计算的偏差及不确定度的研究

为量化燃耗信任制中燃耗计算传递给临界计算的不确定度,本文基于参数统计法对燃耗计算的核素偏差及偏差不确定度展开分析,并以蒙特卡罗（MC）抽样方法计算的kinf不确定度为基准,比较不同抽样方法对临界计算不确定度的影响。结果表明,核素偏差与偏差不确定度是随样品燃耗变化的分段函数。对于临界计算,拉丁超立方抽样（LHS）方法与MC抽样方法的kinf不确定度计算结果吻合较好,且LHS方法可考虑参数间的相关性,计算结果更真实,可进一步提升电厂的经济性。     

先进非能动压水堆核电站燃料组件轴向燃耗分布研究

燃料组件的轴向燃耗分布以及末端效应是燃耗信任制技术应用中的难点。基于先进非能动压水堆核电站的运行模式及组件设计特点,结合可能的燃料管理策略,统计轴向两端使用低富集度抑制区的乏燃料组件,生成轴向燃耗包络线。以 AP1000堆型的乏燃料贮存单元为例,通过分析统计,证明生成的轴向燃耗包络线用于临界安全分析是保守的。在此基础上,详细研究燃料组件顶部的低富集度抑制区对末端效应的贡献,并对燃料组件进行设计改进,减小至消除末端效应,为简化乏燃料组件相关的临界安全分析提供了一个方法。相关研究工作及成果,是先进非能动压水堆核电站乏燃料组件相关的设施设备的临界安全设计的基础,可为其他堆型的相应研究提供参考和借鉴。     

先进非能动压水堆核电站燃料组件轴向燃耗分布研究

燃料组件的轴向燃耗分布以及末端效应是燃耗信任制技术应用中的难点。基于先进非能动压水堆核电站的运行模式及组件设计特点,结合可能的燃料管理策略,统计轴向两端使用低富集度抑制区的乏燃料组件,生成轴向燃耗包络线。以AP1000堆型的乏燃料贮存单元为例,通过分析统计,证明生成的轴向燃耗包络线用于临界安全分析是保守的。在此基础上,详细研究燃料组件顶部的低富集度抑制区对末端效应的贡献,并对燃料组件进行设计改进,减小至消除末端效应,为简化乏燃料组件相关的临界安全分析提供了一个方法。相关研究工作及成果,是先进非能动压水堆核电站乏燃料组件相关的设施设备的临界安全设计的基础,可为其他堆型的相应研究提供参考和借鉴。     

燃耗信任在PWR乏燃料贮存水池临界安全设计中的应用和发展综述

本文述评了燃耗信任在PWR乏燃料贮存水池核临界安全设计中的应用和发展现状，主要包括燃耗信任对临界应用的原理、规范和标准现状、国外发展动态，燃耗信任水平，信任同位素组选择，辐照历史、运行条件和冷却时间的考虑，轴向燃耗分布的末端效应，装载曲线和燃耗验证等．     

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%。     

基于蒙特卡罗方法的三维燃耗计算研究

采用通过编写连接MCNP程序和ORIGEN2程序的接口处理程序的方法进行快中子系统的燃耗计算。由MCNP、ORIGEN2、接口处理程序和截面文件组成的软件系统可用于燃料或堆芯非均匀布置快中子系统的燃料同位素成分和燃耗反应性损失计算,在燃耗反应性损失计算中采用了伪裂变产物的方法。介绍程序系统的研制情况,并给出用该软件系统计算中国实验快堆首炉堆芯和OECD/NEAMOX燃料快堆基准题的燃耗计算结果。     

聚变驱动次临界堆输运燃耗计算二维效应分析研究

使用多功能中子学程序系统VisualBUS对聚变驱动次临界堆进行二维输运燃耗计算,分别使用与一维计算模型相同的材料份额、相同的初装质量和相同的初始keff三种情况与一维计算结果进行比较.计算结果的比较和分析表明,在相同材料体积份额和相同初装质量情况下,二维计算的中子学参数与一维计算结果差别较大,而在相同初始keff条件下,两者结果较为接近,可以满足设计方案的中子学目标.     

乏燃料干式贮存设施临界计算研究

以HI-STORM 100乏燃料干式贮存设施内部装载AFA-3G燃料组件为研究对象,用MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)4C程序,通过改变贮存设施内外的水密度,采用新燃料假设对不同工况下的临界安全进行研究。结果表明,在正常工况下,keff远低于0.93,是临界安全的。在事故工况下,当水密度大于0.8 g·cm-3时,存在临界安全问题。然后选取适当的核素,通过使用ORIGEN-ARP程序,得到不同燃耗下核素的组成,在同一模型下考虑燃耗信任制,对干式贮存设施的临界安全进行研究。在此基础上,给出了乏燃料干式贮存设施临界安全工作的相关建议。     

MRPC物理机制研究

主要研究了MRPC单层气隙工作的物理机制.MRPC工作的物理过程可分为初始电离和电子雪崩两个基本点阶段,依据气体导电理论和相关专业软件,可模拟计算出MRPC单层气隙中的感应电流、本征探测效率与时间分辨率等物理参数.将计算结果与实验结果相比,表明在MRPC中,空间电荷效应明显,电子雪崩甚至达到饱和.