CEFR首炉堆芯核设计计算不确定度分析

在中国实验快堆（CEFR）设计阶段,堆芯计算不确定度分析主要是基于在俄罗斯开展的零功率模拟实验获得的,相关不确定度的理论分析评价工作存在不足。本文采用统计抽样方法、确定论微扰方法及直接扰动方法,通过对不确定度来源进行计算分析,给出了堆芯核设计计算的主要结果参数,包括k_eff、控制棒价值、钠空泡效应及功率分布的不确定度定量评价。通过CEFR的分析工作,建立了核设计不确定度评价的方法流程,为后续中国示范快堆核设计的不确定度评价分析奠定了基础。     

核截面不确定性引起的keff不确定度的直接蒙特卡罗方法计算

核截面数据不确定性是现阶段造成核装置的k_eff计算不确定度的重要因素,本文采用直接蒙特卡罗方法分析核截面数据引起的k_eff不确定度。直接蒙特卡罗方法首先根据核截面协方差矩阵直接模拟产生多套随机核截面数据,然后利用现有堆芯计算程序计算核装置的k_eff,最后对k_eff计算结果进行统计,得出由核截面数据引起的k_eff计算不确定度。通过对Jezebel-²³⁹Pu基准装置和中国实验快堆首炉堆芯进行计算和分析,验证了方法的合理性与可行性。     

基于经典微扰理论的特征值灵敏度和不确定度分析

核数据不确定度作为组件/栅元计算不确定度的重要来源,备受重视和研究。本文采用经典微扰理论,推导输运计算中keff对于核数据的灵敏度系数和不确定度的计算方法。基于ENDF/B-Ⅶ.1制作多群协方差数据库,并根据所采用的组件输运求解程序的截面模型对分反应道协方差矩阵进行归并。开发灵敏度和不确定度分析程序COLEUS,对传统压水堆燃料栅元进行计算分析。数值结果表明,栅元计算的keff对235 U每次裂变中子产额的扰动最为敏感,238 U俘获截面对keff不确定度的贡献最大。目前的核数据的不确定度会给keff带来0.4%~0.5%的不确定度。     

基于启明星Ⅱ号的铅基堆核数据宏观检验

为提高铅基堆中子学模拟的可靠性,基于启明星Ⅱ号铅基零功率反应堆,开展铅基堆相关核数据的入堆宏观基准检验研究。采用周期法测量堆芯反应性,进而获得有效增殖因数keff为1001 14±0000 07。采用MCNP程序对铅基堆进行精细化建模,结合不同数据库内的中子评价核数据,计算实验燃料棒装载下的铅基堆芯的keff。比较结果可知,4种截面库计算的铅基堆keff模拟结果与实验结果吻合较好,最大相对偏差小于1%,其中,ENDF/B Ⅶ.1库的模拟结果与实验结果吻合最好,相对偏差和绝对偏差分别为025%和251 pcm。通过计算关键材料元素核数据引起keff的变化量,可知铅元素核数据引起的堆芯keff结果的波动量最大,在CENDL 31和JENDL 40中的铅元素引起keff的波动值分别为219 pcm和166 pcm。     

中国实验快堆核反应率分布测量试验研究

核反应率相对分布是中国实验快堆(CEFR)的重要参数,也是获取运行许可证的必要试验数据之一。利用专用试验组件,在CEFR首炉堆芯内特定的径向或轴向位置装入同种材料的探测箔片,经辐照后测量各箔片的感生放射性活度,计算其单核反应率,经归一化计算后得到CEFR堆芯的反应率相对分布曲线,此分布曲线与理论计算值比较,结果符合较好。     

中国实验快堆全堆芯流量分配计算与试验

针对中国实验快堆(CEFR)堆芯和一回路的设计特点,开发水力特性计算程序DAEMON,完成不同工况下的全堆芯流量分配计算,给出流量分配不均匀性等参数。在反应堆调试阶段,进行全堆芯流量分配试验。结果表明,程序计算值与试验值符合较好。在此基础上,验证了CEFR堆芯的流体力学设计,并为反应堆调试和运行提供了基础数据。     

CEFR在ULOF工况下的自然循环能力分析

自然循环能力是衡量钠冷快堆固有安全性的重要指标,堆芯布置、回路设计及工况参数等都会影响堆芯自然循环能力,因此不同堆型的自然循环能力有很大差异。为了保证堆芯事故得到有效缓解,中国实验快堆(CEFR)的设计中通过优化系统布置,重点考虑了堆芯自然循环。本文采用SAS4A程序对CEFR进行系统建模,分析了CEFR在无保护失流(ULOF)工况下的堆芯热工水力参数瞬态特性,验证了CEFR利用自身自然循环和负反馈设计进行事故缓解的能力,本文还对一回路流动阻力和二回路钠装量对堆芯自然循环的影响进行分析。计算结果表明,CEFR具有良好的自然循环特性,在ULOF工况下可以依靠其负反馈停堆,并能够建立起稳定的自然循环从而导出堆芯余热。     

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。     

快堆物理计算程序NECP-SARAX1.0开发

针对快堆物理特点,提出一套用于快堆堆芯核设计和稳态分析的计算程序NECP-SARAX1.0。程序采用基于ENDF/BVII的连续能量数据库,利用OPENMC程序产生多群截面,堆芯计算采用非结构网格进行几何建模,采用SN节块输运方法以同时满足临界和次临界堆芯的计算需求,采用微扰方法计算堆芯多普勒系数。数值验证表明,该程序具有较高的计算精度,与蒙特卡洛(MCNP)直接计算相比,有效增殖系数(keff)偏差在100×10-5左右。     

ERANOS程序用于CEFR堆芯物理特性的验证计算

ERANOS系统(欧洲反应堆分析优化系统)是欧洲和日本联合开发的快中子反应堆堆芯物理屏蔽计算软件系统,采用模块化设计,包含核截面库制作、中子学计算和燃耗计算等模块。该系统可进行反应堆中子学一维至三维的扩散、输运计算,可进行堆芯中子动态特性、燃料管理以及灵敏度分析等计算。本工作主要是进一步学习使用ERANOS程序系统,并针对CEFR堆芯物理特性进行了对比计算。主要计算内容包括:针对CEFR不同组件进行栅元计算,得到各种材料的少群截面数据;堆芯稳态物理特性参数和燃耗计算。对于CEFR堆芯物理参数,通过对比计算表明采用不同程…     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。