基于反应性温度系数的金属型脉冲堆波形计算

金属型脉冲堆的反应性反馈效应主要由热膨胀引起,本文在反应性温度系数的基础上建立了波形计算方法,该方法由蒙特卡罗中子输运程序、热力学计算程序和点堆方程3部分组成。首先由三维中子输运程序和热力学计算程序计算出热功率和反应性的耦合关系,然后将耦合关系代入点堆方程,即可求解出波形。采用该方法计算了Lady Godiva的波形,计算结果与LANL的实验结果一致。     

CFBR-II堆反应性温度效应分析

根据单群微扰理论分析了CFBR-II堆反应性温度效应,给出了CFBR-II堆在稳态和脉冲两种运行工况下的反应性温度系数的理论计算公式,分析和讨论了影响CFBR-II堆反应性温度系数的各种因素.结果表明:CFBR-II堆稳态和脉冲反应性温度系数均为负值,其值各不相等;CFBR-II堆稳态反应性温度系数取决于堆体的结构尺寸及材料组成、堆体各部件之问以及堆体与堆外环境之间的换热条件,与稳态运行功率无关;堆脉冲反应性温度系数在整个脉冲过程中近似为常数,其值取决于堆体的结构尺寸及材料组成.     

CFBR—Ⅱ堆反应性温度效应分析

根据单群微扰理论分析了CFBR-Ⅱ堆反应性温度效应,给出了CFBR-Ⅱ堆在稳态和脉冲两种运行工况下的反应性温度系数的理论计算公式,分析和讨论了影响CFBR-Ⅱ堆反应性温度系数的各种因素。结果表明：CFBR-Ⅱ堆稳态和脉冲反应性温度系数均为负值,其值各不相等;CFBR-Ⅱ堆稳态反应性温度系数取决于堆体的结构尺寸及材料组成、堆体各部件之间以及堆体与堆外环境之间的换热条件,与稳态运行功率无关;堆脉冲反应性温度系数在整个脉冲过程中近似为常数,其值取决于堆体的结构尺寸及材料组成。     

基于MCNP程序的入堆样品价值计算

本工作采用MCNP程序对样品在西安脉冲堆跑兔辐照系统内辐照进行了物理描述和临界计算,并采用MCNP 4C程序自带的微扰卡对样品引入的反应性进行了计算.计算结果体现出微扰卡计算微小扰动的特点,避免了常规算法中系统k计算偏差对计算结果的影响,计算结果更可信.     

三维带控制棒反应性温度系数的计算分析

介绍了三维带控制棒计算反应性温度系数的计算方法，对于２００ＭＷ供热堆，在不同棒位下作了三维反应性温度系数的计算，结果表明，慢化剂温度系数的大小和控制棒插入的深度有一定关系。以运行工况临界棒位下的慢化剂温度系数为参考，对二维计算结果作了分析，结果表明第二维无控制棒计算是保守的近似。     

中国实验快堆反应性温度系数理论分析和试验研究

利用CITATION程序对中国实验快堆（CEFR）反应性温度系数进行计算,同时与其他程序计算结果和实验测量值进行比较。CEFR反应性温度系数约为-4 pcm/℃,计算结果与实验值吻合较好。升温和降温过程的反应性温度系数测量误差约为11%,满足试验验收准则。测量结果可校核理论计算结果,同时为CEFR的安全运行和在换料情况下的反应性平衡分析提供参考数据。     

金属核燃料快中子脉冲堆核-热-力耦合计算方法研究

为确保快中子脉冲堆的运行安全,防止超临界脉冲对材料造成物理损伤,需要对快中子脉冲堆脉冲工况进行模拟分析。本研究针对金属核燃料快中子脉冲堆,基于点堆动力学方法、蒙特卡罗方法和有限元力学方法,对Godiva-I脉冲堆开展了核热力耦合计算分析研究。计算结果表明,反应性温度系数和裂变率与实验值吻合良好,反应性、温升、表面位移、表面应力与实际情况相符合。因此,本文建立的“核-热-力”耦合计算方法可应用于金属核燃料快中子脉冲堆的分析计算,具有一定的可靠性。      

西安脉冲反应堆在非脉冲瞬态工况下的动态特性研究

西安脉冲堆仪表与控制系统正在进行数字化改造,需要一套动态特性分析程序提供非脉冲瞬态工况下实时变化的功率和燃料温度等参数。本文在以往铀氢锆脉冲堆经典分析程序的基础上,对堆芯物理模型进行了优化和补充,建立了西安脉冲堆动态特性分析模型,开发了可用于非脉冲瞬态工况分析的西安脉冲反应堆动态特性分析程序(XPRDCA),开展了堆上实验,将程序的计算结果与堆上实验结果进行了对比,并研究了燃料温度反应性系数和气隙传热系数对动态特性的影响。结果表明,程序计算结果和堆上实验结果符合较好,采用优化后模型的动态特性分析程序计算速度显著提升。该程序可以用于数字化仪表与控制系统的设计和调试。     

基于RELAP5和CTF的西安脉冲堆多尺度耦合瞬态特性研究

基于系统程序RELAP5和子通道程序CTF,建立了适合于自然循环冷却池式脉冲堆的区域分解多尺度耦合方法和满足不同尺度参数间精确转换的网格映射方法。通过脉冲堆稳态和瞬态工况分析,验证耦合方法正确性和可行性,计算结果表明：所建立的多尺度耦合方法能够应用于自然循环冷却池式脉冲研究堆的耦合分析,其耦合计算结果在准确性方面优于单一系统程序计算结果;2 MW稳态工况下的燃料芯块温度准确性提高约62.50%,脉冲瞬态工况下燃料芯块温度准确性提高约76.71%;同时,耦合计算能够获得高精度、高分辨率的堆芯热工水力分布和瞬态特性。     

高温气冷堆球床有效导热系数的计算模型及其在SANA基准试验分析中的应用

用THERMIX程序计算了石墨球床的温度分布。研究了高温气冷堆球床内部热量传递机制,给出了三种有效导热系数的分析方法和计算模型。以国际原子能机构(IAEA)关于“高温气冷堆在事故工况下的热传输和余热载出”问题的合作研究计划(Coordinated Research Program简称CRP)的SANA基准试验为基础,计算了球床内的温度分布和自然对流对传热的影响。计算结果与实验测量结果作了比较,证实了THERMIX程序和有效导热系数的准确性。     

CFBR-Ⅱ堆爆发脉冲关闭系数测量

介绍了CFBR-Ⅱ快中子脉冲堆的关闭系数的测量原理和方法.根据点堆模型,采用快响应的闪烁体探测器测量了多发脉冲的初始反应性和峰功率,并由两个参数拟合得出CFBR-Ⅱ堆爆发脉冲的关闭系数为8.06×10-18＄/f.     

水溶液堆中子学优化和提取方式对99Mo生产效率的影响研究

医用同位素生产水溶液堆(Medical Isotope Production aqueous Reactor,MIPR)具有尺寸小、功率低和固有安全性高等优点，是⁹⁹Mo和其他医用同位素生产的较佳候选堆型之一。本文重点研究低富集铀启堆模式下的提取方式以及处理能力对MIPR生产⁹⁹Mo效率的影响。采用SCALE6.1蒙特卡罗程序、ENDF/B-Ⅶ238群数据库进行计算。首先，根据已有的实验数据对MIPR中子学计算方法进行了验证，并对堆芯设计进行了中子学优化。然后，根据优化的堆芯模型对不同提取方式以及处理能力下的⁹⁹Mo生产效率进行了研究，确定了可实现临界的铀浓度与富集度范围。结果表明：在不同富集度下存在最小临界质量，且随235U富集度的增加，最小临界铀质量时的铀浓度减小；有效倍增因子随硝酸浓度增加线性减小，相应的硝酸反应性系数约为-1.400×10^-2 L·mol^-1；随着铀浓度的增加，空泡和温度反应性系数减小，对应反应性系数分别约在(-100～-250)×10^-3     

西安脉冲堆氙、钐反应性分析

对西安脉冲堆裂变产物中毒进行了深入地分析研究。利用脉冲堆物理计算程序计算了西安脉冲堆在不同功率下停堆前后氙(135Xe)和钐(149Sm)反应性变化,得到氙毒和碘坑的计算值,并与实测值进行了比较。结果表明,理论计算值与实测值符合较好, 特别是碘坑值,二者只相差5.7×10-5。碘坑反应性值较小,不会影响启动,即西安脉冲堆停堆后,随时都可以安全启动。     

CANDU6重水堆37R燃料和37M燃料的反应性比较

37R燃料的每根元件尺寸相同,中心元件的冷却剂流道面积较小,事故工况下热工裕量相对较小。37M燃料减小中心元件尺寸,从而增大中心元件和整个燃料棒束的热工裕量。本文从反应堆物理角度定量分析两种燃料的反应性差异,采用WIMS程序和RFSP程序,计算了温度系数、空泡系数、重水纯度和慢化剂毒物浓度变化导致的反应性变化。计算结果表明37R燃料和37M燃料的反应性系数差别很小。     

核动力反应堆压力系数测量

介绍了核动力反应堆压力系数测量方法。该方法利用反应堆压力变化会引起反应性变化的特性,用数字反应性仪和压力表测量多个温度测点的压力系数,拟合得到压力系数曲线,即可获得反应堆各温度点的压力系数值;还利用MCNP程序作压力系数校核计算,计算表明,校核计算结果与试验结果符合得很好。获得的反应堆压力系数值,用于指导反应堆运行及试验,对反应堆安全有重要意义。     

节块格林函数法的微扰计算

在反应堆物理设计和分析时,经常要进行微扰计算,以快速分析堆芯中子截面扰动下反应性的变化量。本文从微扰计算的普遍公式出发,给出了节块格林函数法（ＮＧＦＭ）下微扰计算的具体公式。通过对比验算,验证了ＮＧＦＭ下的微扰公式,并且证明微扰计算需要的是节块法的数学共轭解而不是物理共轭解。     

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。     

反应性动态加入对脉冲堆中子脉冲波形的影响

在点堆模型基础上开发了脉冲模拟程序,该程序考虑了缓发中子效应、裂变热反馈效应和脉冲棒的行进过程,可以描述脉冲堆爆发脉冲全过程的中子强度、裂变能以及反应性的变化,并经过实验数据验证。用该程序计算CFBR-Ⅱ堆在反应性动态加载过程中全波形、峰功率、反应性等脉冲特征参数,结果表明:脉冲引发的越晚,其峰功率和裂变产额越大,而且其最大裂变产额与静态爆发脉冲情况下的裂变产额相同。     

1OMW高温气冷堆温度系数的测量和评价

在没有辅助热源的情况下,采用主氦风机循环和不大于500kw的核功率的联合加热方式加热堆芯并测量10Mw高温气冷堆的温度系数,用周期法测得石墨反射层平均温度从45.48℃到236.93℃过程中引起的反应性变化.同时,通过物理计算对测量结果进行评估,如果扣除氙毒和温度分布的影响,测量值和计算值是符合的.     

中国先进研究堆燃耗反应性系数测量

中国先进研究堆(CARR)燃耗反应性系数测量试验采用控制棒棒栅效率刻度法来获取初装态反应堆满功率运行时的燃耗反应性系数。该试验的目的是通过测量获得反应堆燃耗反应性系数,为将来CARR长期安全运行提供原始基准数据,同时验证设计理论计算结果。试验采用了两种测量方案,两种测量方案获得的燃耗反应性系数均为负值,且二者数值符合度高,测量结果与核设计值有一定偏差,但满足试验验收准则。