中子源的多中子发射对诱发裂变场的影响

利用诱发裂变随机中子场下的几率细致平衡主方程,讨论了中子源多中子发射对有源符合中子法测量带来的影响。     

关于深燃耗堆芯的反应性测量

介绍了在实验性PWR堆上完成的深燃耗条件下测量反应性概况。用实验结论剖析了在国外核电站堆芯上应用噪声分析法对慢化剂温度系数作全燃耗期监测研究中出现的测量结果与常规方法相差2～5倍的现象。从测量公式和堆芯扰动模型图入手所作的分析结果说明,没有消除随燃耗不断增长的强自发裂变中子源干扰是产生差异的根本原因。事实说明:在多种噪声分析技术中,只有能够清除自发裂变中子源干扰的方法才能成功地应用于燃耗后堆芯的反应性测量。     

基于拼接裂变矩阵的燃耗计算方法研究

为了实现高效率的输运-燃耗耦合计算,本文基于拼接裂变矩阵理论提出了一种新的燃耗计算方法。拼接裂变矩阵方法使系统的裂变矩阵可以通过预先计算的数据库获得,再根据计算模型的实际工况,按照终点区域性质进行拼接。裂变矩阵数据库采用蒙特卡罗固定源计算得到,堆芯计算也不需要蒙特卡洛模拟,因此可避开耗时的临界计算。本文采用新的燃耗计算方法计算了一个典型两组件模型燃耗600有效满功率天（EFPD）的有效增殖因子和裂变源分布,结果表明燃耗-富集度复合修正比例可将裂变源均方根误差控制在0.7%以下,证明该算法的可行性。     

反应堆组件参数计算程序中燃耗方程数值解法研究

本文介绍了组件参数计算程序中燃耗计算理论模型,给出了求解燃耗方程的两种数值方法,编制了相应的计算程序,并将其计算结果与解析解的计算结果进行了对比分析,验证了两种数值方法的有效性。对两种数值方法的计算效率进行了比较,结果表明：两种数值方法均能取得较高的计算精度,但在计算速度及对初始时间步长取值的限制方面,Rosenbrock方法明显优于龙格库塔方法。     

裂变产额数据对铅基快堆RBEC-M燃耗计算影响研究

第四代核能系统是一种具有更好安全性、经济竞争力、核废物减少,以及防止核扩散的先进核能系统,代表了先进核能系统的发展趋势和技术前沿。铅基快堆是第四代核能系统中重要堆型之一。目前国际上通用的反应堆程序,比如MCNP+ORIGEN、RMC或者Serpent,很多研究主要针对压水堆,国际上也有研究发现针对铅基快堆基准题RBEC-M,确定论方法和蒙卡方法计算结果有较大偏差。本文深入研究了蒙卡程序使用的裂变产额对计算结果的影响。首先对反应堆蒙特卡罗程序RMC自带和燃耗库中的部分核素的裂变产额数据进行了更新,采用国际上著名RBEC-M基准题和OECD/NEA发布的快堆Pu循环燃耗基准题进行了验证分析,计算得到了裂变份额数据对快堆燃耗计算的影响。计算结果表明:更新后的裂变产额数据对系统的有效增殖因子和主要重核的质量变化影响较小,但对部分裂变产物的质量变化影响较大,部分核素偏差超过86%。对于快堆Pu循环燃耗基准题,长寿命高放废物~(133)Cs和~(129)I的计算结果偏差分别可达22.4%和47.8%,这将对长寿命高放废物的嬗变效率和核燃料循环有重要影响。     

燃料组件截面参数处理程序FITLINK

ＦＩＴＬＩＮＫ是ＮＤＦＭＰＳ堆芯核设计和燃料管理程序系统的主要程序之一，是一个组件截面参数处理程序。程序主要考虑了堆芯燃料组件的燃耗深度、可溶硼浓度、功率密度、慢化剂密度和控制棒等参数对截面的影响。     

基于参数的可视化裂变堆芯蒙特卡罗自动建模方法

蒙特卡罗程序已经广泛应用在裂变反应堆设计和验证过程中,快速获得高效的计算模型可以有效缩短反应堆的设计周期。本研究提出并实现了一种裂变堆芯快速蒙特卡罗建模的方法,该方法基于参数可视化和层次化两种建模思想快速构建出精细裂变堆芯计算机辅助设计(Computer Aided Design,CAD)模型且将其快速转换成蒙特卡罗计算模型,同时采用一种新的堆芯分段管理方法实现了大规模裂变堆模型流畅交互。基于此方法快速构建了加速器驱动次临界反应堆(Accelerator Driven Sub-critical System,ADS)的精细堆芯模型,通过与蒙特卡罗程序计算的参考结果进行对比,证明了此建模方法的高效性和可靠性。     

核反应堆屏蔽计算堆芯中子源强生成方法研究

中子源强作为输运计算的重要输入参数，数值结果直接影响反应堆屏蔽计算精度。源强受几何模型、燃耗和功率分布的影响，其分布趋势存在明显差异。通过研究源强径向分布特点，基于中子价值生成堆芯各组件几何权重，对权重高的外围组件与径向功率分布梯度较大区域的网格源强进行精细计算。轴向不同高度位置采用分层处理，降低轴向功率峰因子对结果稳定性影响。采用体积权重法进行源强网格与几何网格映射，保证总源强守恒。NUREG/CR-6115基准题的数值验证结果表明：多权重源强网格映射算法与平均源强计算方法输运结果相比，快中子注量率相对误差均方根降低了18.46%。多权重源强网格映射算法可获得准确的源强分布，提高屏蔽计算精度，满足工程应用需求。     

252Cf自发裂变谱形对中子反射实验数值模拟的影响

针对裂变源中子反射实验中涉及到的中子源能谱问题,选取两套用公式拟合、被普遍认可的252Cf自发裂变能谱,分别将其应用于该类实验的数值模拟中。对实验测点的中子注量及裂变反应率进行了对比研究,结果表明,相对于Maxwell谱,Watt谱能更好地与实验结果符合。     

Fuel Microstructural Analysis of Incubation Burn-Up for Fission Gas Release

A study was made on an incubation burn-up for fission gas release using fuel swelling microstructural analysis. Conclusions of the study are: (1) The fuel microstructural analysis successfully determined the incubation burn-up. The analyzed values agreed with those estimated by the Halden empirical gas release model. (2) The incubation burn-up obtained from the Halden model was correlated with the fuel center temperature, but the micro-structural analysis was more dependent on the local fuel swelling temperature. (3) The incubation burn-up was attributed to the grain boundary diffusion process and the fuel local gaseous swelling.     

基于MCNP的缓发裂变中子衰减时间谱模拟计算

基于核裂变反应发生与缓发裂变中子发射这两个物理过程在时间上可相互分离的思想,利用MCNP程序计算得到了含铀地层0~100s范围内的缓发裂变中子衰减时间谱。模拟计算了球体几何模型中235 U与238 U核裂变反应率空间分布;借助SOURCE子程序依次对缓发裂变中子的发射位置、发射方向、发生核裂变反应的核素、缓发裂变中子所在的群组、发射时间及其初始能量等参数进行了抽样。结果表明,计算得到的缓发裂变中子衰减时间谱的时间特征与铀核素的缓发裂变中子群参数相符合。对缓发裂变中子总计数与地层铀含量之间的关系进行了线性拟合,拟合结果的相关系数平方值大于0.998 5,该结果从理论上验证了缓发裂变中子测井铀含量线性模型的正确性。     

高通量工程试验堆80盒元件堆芯研究

通过理论分析和运行结果比较了高通量工程试验堆８０盒、６０盒工件堆芯性能。结果表明，ＨＴＦＴＲ８０盒元件堆芯在允许功率、材料辐照和单晶硅掺杂、钼锝同位素生产等方面与６０盒元件堆芯性能相同。８０盒元件堆芯更有利于５００ｋＷ回路入堆后堆的运行，有利于大幅度提高高比度＾６０Ｃｏ医疗源产量和元件利用率。     

Impact of Incident Energy Dependence of Prompt Fission Neutron Spectra on Uncertainty Analyses

This paper investigates the impact of the incident energy dependence of prompt fission neutron spectra (PFNS) on uncertainty propagation calculations. Uncertainty propagation from incident energy-dependent PFNS to criticality is formulated and its impact is evaluated numerically. It is found that the conventional procedure, in which representative PFNS covariance data for a specific incident energy are used, results in a larger PFNS-induced uncertainty than the straightforward procedure, in which different PFNS covariance data are used for each incident energy range given in the nuclear data libraries. The present study suggests that the correlation between different incident energies of PFNS has a large impact on uncertainty propagation calculation results for nuclear characteristics.     

Georgia Tech Studies of Sub-Critical Advanced Burner Reactors with a D-T Fusion Tokamak Neutron Source for the Transmutation of Spent Nuclear Fuel

The possibility that a tokamak D-T fusion neutron source, based on ITER physics and technology, could be used to drive sub-critical, fast-spectrum nuclear reactors fueled with the transuranics (TRU) in spent nuclear fuel discharged from conventional nuclear reactors has been investigated at Georgia Tech in a series of studies which are summarized in this paper. It is found that sub-critical operation of such fast transmutation reactors is advantageous in allowing longer fuel residence time, hence greater TRU burnup between fuel reprocessing stages, and in allowing higher TRU loading without compromising safety, relative to what could be achieved in a similar critical transmutation reactor. The required plasma and fusion technology operating parameter range of the fusion neutron source is generally within the anticipated operational range of ITER. The implications of these results for fusion development policy, if they hold up under more extensive and detailed analysis, is that a D-T fusion tokamak neutron source for a sub-critical transmutation reactor, built on the basis of the ITER operating experience, could possibly be a logical next step after ITER on the path to fusion electrical power reactors. At the same time, such an application would allow fusion to contribute to meeting the nation’s energy needs at an earlier stage by helping to close the fission reactor nuclear fuel cycle.     

热能点裂变截面系统规律

为建立缺乏实验测量数据的热能点裂变截面的评价方法和手段,本文从裂变理论基本公式出发,提出了其系统学公式的基本形式。在推荐热能点裂变截面以及单峰裂变位垒高度的基础上,研究了热能点裂变截面与鞍点态激发能之间的关系,发现了核素的热能点裂变截面与激发能之间的对数关系,通过拟合得到了质子数Z对应的系统学参数。进一步研究这些参数随Z的变化规律,发现了参数与Z的奇偶的关系,并通过拟合建立了全局的系统学公式。研究结果表明,热能点裂变截面与Z相关。     

先进裂变核能的关键核数据测量和CSNS白光中子源

在设计加速器驱动的次临界系统（ADS）、核废料嬗变装置及钍基熔盐堆时亟需一些关键核数据,当前核数据库受实验条件或中子能区的限制,存在核数据精度不高甚至少部分核素数据缺失的情况。本文综述了国内外相关的核数据研究和相应的白光中子源情况。基于中国散裂中子源(CSNS)的反角通道白光中子源实验终端的中子束流具有非常宽的能谱（0.01 eV~200 MeV）和很好的时间特性。模拟得到距靶80 m处的实验终端的中子注量率为9.3×10⁶cm^-2•s^-1,1 eV ~ 1 MeV能量间隔内的中子数占总中子数的53%;同时,加速器运行在双束团模式或单束团模式,时间分辨率均在0.3%～0.9%之间,适合开展核数据测量。     

HFETR裂变中子转换器设计

为提高高通量工程试验堆(HFETR)局部快中子注量率,裂变中子转换器采用以含7%Mo的高裂变密度UMo合金作为燃料芯体的十字形燃料棒。转换器内62根燃料棒以三角点阵布置于63 mm外套管和24 mm内套管间,中心区域为20 mm的辐照孔道。采用蒙特卡罗计算表明,该转换器内辐照样品的快中子（E>1 MeV）注量率可达3.34×10¹⁴cm^-2•s^-1,较堆芯相同位置不放置转换器时高约40%。在HFETR设计流速和压力下,利用ANSYS/CFX程序分析得到,转换器最大允许功率可达2.4 MW,燃料棒芯体最大功率密度为8.007 kW/cm³。此时,燃料棒包壳温度为193.6 ℃,能满足HFETR的热工要求,不会产生流动不稳定。     

低浓化微堆拓展应用可行性研究

对现有微型中子源反应堆（微堆）采用低浓铀燃料并对引出热中子束装置进行了物理可行性研究，给出堆芯核特性参数，并对不同中子束装置的结构方案进行了分析，为微堆燃料元件低浓化并拓宽应用提供了有益的结果。