内冷式气冷快堆模拟设计及其中子学参数理论计算

模拟设计了一种内冷式的气冷快堆,理论计算了堆芯的中子学主要参数。通过堆芯物理分析表明:选择合适的燃料富集度可以使堆芯处于临界运行;该堆的中子能谱符合快堆要求;中子通量和堆芯功率分布比较平坦;堆芯增殖比为1.019,可延长堆芯的寿期。内冷式气冷快堆从中子特性计算上满足了堆芯物理要求,可为今后气冷快堆的设计提供参考。     

热管式锂冷空间快堆中子学计算分析

采用MCNP程序对锂冷热管式锂冷空间快堆建立中子学计算模型,对其中子通量密度和功率分布、有效增殖因子等进行了计算,采用分区燃料布置,得到满足长寿命运行要求的分区装载方案,利用ORIGEN2程序进行燃耗校核,计算了转鼓的价值和转鼓转角随运行时间的变化情况。模型分析结果表明:分区装料后的堆芯满足临界安全设计和不均匀系数要求;堆芯的过剩反应性足够7年不换料满功率运行;意外发射失败掉入湿沙或海水中,由于有谱移吸收体铼,堆芯仍然保持足够的次临界度;转鼓的价值可以保证堆芯在整个寿期内安全的停堆和正常的启动;热管式锂冷空间快堆基本物理特性合理,满足设计要求。     

启明星Ⅱ号双堆芯零功率装置

启明星Ⅱ号是针对我国新型先进核能系统基础性研发及工程化设计验证而研制的双堆芯零功率装置。启明星Ⅱ号拥有两个堆芯,水堆堆芯侧重于开展热中子能谱环境下的原理性验证实验研究,铅堆堆芯侧重于重金属冷却的快中子反应堆及加速器驱动的次临界系统(ADS)等先进核能系统的中子物理特性实验研究。启明星Ⅱ号通过一套仪控系统实现了两个堆芯的集成化控制和测量数据采集,每个堆芯均配备了多套非能动安全停堆系统,固有安全性强。在启明星Ⅱ号上获取了多种堆芯的基准性临界实验数据,可为我国轻水堆的技术创新、重金属冷却反应堆工程化设计及新型核能系统的集成研发提供支持。     

球床氟盐冷却高温堆堆芯热工水力模拟

本文对球床氟盐冷却高温堆堆芯热工流体现象进行了研究。采用计算流体动力学(CFD)方法进行了三维建模和计算,得到了燃料元件球表面温度分布和堆芯冷却剂速度场、温度场和压力的分布,验证了稳态工况下氟盐对堆芯的冷却能力,分析了氟盐的特殊热工流体力学性质对堆芯安全的影响,结果可用于球床氟盐冷却高温堆的初步设计。     

双流体熔盐快堆概念设计可行性研究

双流体熔盐快堆（DFFR）尚处于概念研发阶段,很多主要设计参数还未确定。本文主要依据DFFR概念进行初步的反应堆设计,并初步评估了这些设计参数与反应堆物理特性的关系,以验证该型反应堆的可行性。评估主要采用2种方法:①基于蒙特卡洛理论的堆芯临界计算;②基于传热理论的堆芯热工水-力计算。结果显示,DFFR可以在选定的功率下达到临界并且获得与设计值一致的热工参数。通过对DFFR堆芯物理及热工特性的评估,初步验证了该型反应堆概念设计的理论可行性。      

氟盐冷却球床堆与HTR-10和MSRE的定量相似性分析

氟盐冷却球床堆是当前国际上一种新的研究堆型,尚无已经建造完成的反应堆,因此,选择相似且具有运行经验的反应堆作为基准题有助于堆芯核设计软件适用性分析。利用国际上常采用的相似性分析软件,可对熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)及10 MW高温气冷堆(10 MW high-temperature gas-cooled test reactor,HTR-10)与氟盐冷却球床堆的相似性进行分析,定量判断它们作为基准题的合理性。分析结果表明,MSRE和氟盐冷却球床堆的能谱峰位能量接近且堆内元素种类相近,二者相似程度较高;常温临界HTR-10和氟盐冷却球床堆冷却剂不同,且能谱峰位能量差异较大,二者相似程度较低。因此,MSRE是氟盐冷却球床堆中子物理设计软件较理想的基准题。     

六边形套管型燃料堆芯临界物理试验方案设计研究

为验证六边形套管型燃料堆芯核设计计算程序CELL和CPLEV2的计算精度和可靠性,本文根据六边形套管型燃料堆芯临界物理试验内容,提出了11个堆芯临界物理试验方案,并进行了计算论证分析。其中,临界质量测量方案考虑了计算与实际有偏差时,可以对堆芯布置进行微调,确保全提棒有效增殖因子与临界状态的偏差在可接受范围内。论证结果表明,本文提出的堆芯装载方案满足堆芯核设计程序可靠性检验要求,可以作为六边形套管型燃料堆芯临界物理试验方案。      

基于单通道模型的ADS堆芯物理热工耦合计算

利用单通道模型,开发了铅铋冷却加速器驱动次临界系统(ADS)堆芯组件温度和密度分布的热工计算程序,并将该程序与MCNP耦合,建立了物理热工耦合计算方法。利用该方法计算了耦合后的功率及热工参数。结果表明,堆芯组件温度及冷却剂流速满足热工安全限值,堆芯径向功率不均匀系数较大,堆芯设计需进一步优化。     

核电厂堆芯物理试验功率亏损和功率系数项目的探讨

核电厂首次临界和后续燃料循环都需要进行一系列的试验,其中包括堆芯物理试验,目的是验证堆芯设计计算的正确性。国内压水堆核电厂物理试验由于堆型差异,存在多种堆芯物理试验管理文件。目前,国家核安全局（NNSA）的审评参照法国体系,将堆芯物理试验的文件（堆芯物理试验监督要求GORX）作为最终安全分析报告（FSAR）技术规格书的...     

中国先进研究堆全堆芯扩散计算

基于物理启动、同位素生产以及空间燃耗不同考虑的全堆芯模型,采用少群扩散方法对中国先进研究堆(CARR)堆芯进行计算。通过对选定的换料方案进行堆芯第1～3炉的临界计算,得到了各炉初/末期的反应性、中子注量率以及功率分布。并且采用隐式燃耗方法模拟了CARR堆芯燃耗过程,得到了堆芯燃耗分布,分析了堆运行过程中产生的裂变产物份额并给出了中毒反应性效应。确定了CARR的基本物理特性参数,完成了CARR物理详细设计工作,为CARR最终安全分析报告的编写以及将来的运行提供必要的数据。     

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。     

评价核数据在热管冷却空间核反应堆设计中的应用

热管冷却反应堆是空间核反应堆电源系统的重要候选堆型,具有良好的发展前景。热管冷却空间堆堆芯使用的材料与传统压水堆相比有很大不同,以HP-SMTCs堆芯为例,广泛使用了含有Re、Mo、Li、Be等元素的材料。为研究相应的评价核截面数据对热管冷却空间堆核设计产生的影响,以HP-SMTCs空间堆核设计为平台,选用不同来源、不同版本的评价核数据,对堆芯在不同构型下的临界安全进行了计算,对Re、Mo等耐高温材料的中子截面数据对空间堆核设计结果的影响进行了评价,比较了使用ENDF/B、JEFF、CENDL等常用评价库的核数据时的计算结果,对主要核素的截面数据进行了敏感性系数计算,并分析指出了未来空间堆发展对相关评价核数据的需求。     

启明星Ⅱ号双堆芯零功率装置

启明星Ⅱ号是针对我国新型先进核能系统基础性研发及工程化设计验证而研制的双堆芯零功率装置。启明星Ⅱ号拥有两个堆芯,水堆堆芯侧重于开展热中子能谱环境下的原理性验证实验研究,铅堆堆芯侧重于重金属冷却的快中子反应堆及加速器驱动的次临界系统（ADS）等先进核能系统的中子物理特性实验研究。启明星Ⅱ号通过一套仪控系统实现了两个堆芯的集成化控制和测量数据采集,每个堆芯均配备了多套非能动安全停堆系统,固有安全性强。在启明星Ⅱ号上获取了多种堆芯的基准性临界实验数据,可为我国轻水堆的技术创新、重金属冷却反应堆工程化设计及新型核能系统的集成研发提供支持。     

西安脉冲堆稳态堆芯脉冲运行安全性分析及新堆芯布置方案设计

通过对堆芯安全参数的理论计算,分析了西安脉冲堆稳态堆芯布置脉冲运行的可行性.在原设计稳态堆芯的基础上,给出两种新的堆芯布置方案,计算了两种设计方案的堆芯物理参数、安全参数和孔道参数.该项工作对今后简化例料程序、提高特定孔道参数、降低燃料元件破损事故发生概率具有一定的意义.     

岷江试验堆低浓堆芯设计及安全分析

岷江试验堆(MJTR)由于高通量工程试验堆(HFETR)完成全堆低浓化后只能使用低浓燃料元件,为了使MJTR继续发挥其科研、生产、技术开发作用,本文设计了4种MJTR低浓堆芯,并对其进行了物理分析、稳态热工-水力分析及安全分析。分析结果表明,MJTR低浓化后,通过堆芯设计仍能满足任务要求,并能保证反应堆运行安全。     

超临界水堆滑压启堆工况下堆芯热工水力动态模拟

对ATHLET-SC系统程序进行改进,实现了两流体模型下的跨临界瞬态计算。以该程序为基础,采用超临界轻水堆型(SCLWR-H)的滑压启堆方案,针对混合谱堆型的堆芯部分进行启堆工况下的热工水力动态模拟。模拟结果表明,整个启堆过程中燃料棒包壳表面温度均未超过限值(650℃),跨临界瞬态下水的物性突变不会对堆芯燃料棒包壳传热造成不良影响。     

基于IQS/MC方法的ADS次临界反应堆中子时空动力学模拟分析

采用改进准静态近似与蒙特卡罗中子输运程序相结合(IQS/MC)的方法实现了加速器驱动的次临界系统(ADS)中子时空动力学模拟计算。以加速器驱动嬗变研究装置的靶堆耦合参考方案物理模型为例,通过对束流瞬变引入和燃料组件提升两种工况进行动态模拟,计算得到了堆芯总的相对功率、分能群相对中子注量率及相对功率三维网格分布随时间的变化。将IQS/MC方法计算结果与点堆计算结果进行了对比分析,模拟结果符合物理规律,两种方法对比结果与国外相关文献一致,表明IQS/MC方法适用于ADS次临界反应堆中子时空动力学过程的瞬态安全分析。     

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。     

空间气冷堆堆芯初步物理特性分析

为满足未来空间探测活动的大功率用电及轻质量载荷需求,以美国、俄罗斯空间气冷反应堆方案为基础,提出一个亚MW级空间气冷堆堆芯初步设计方案,并使用蒙特卡罗程序对该方案进行堆芯物理计算与分析,给出几种典型工况下的堆芯反应性以及中子分布特征。计算结果表明,该设计方案可满足反应堆的安全性要求,能实现紧急停堆,并可保证在堆芯被水淹没等设计基准事故条件下维持反应堆次临界,确保反应堆安全。此外,通过在堆芯局部燃料棒中添加热中子吸收材料,对堆芯径向功率分布进行优化,以展平径向功率分布。     

空间气冷堆堆芯初步物理特性分析

为满足未来空间探测活动的大功率用电及轻质量载荷需求,以美国、俄罗斯空间气冷反应堆方案为基础,提出一个亚MW级空间气冷堆堆芯初步设计方案,并使用蒙特卡罗程序对该方案进行堆芯物理计算与分析,给出几种典型工况下的堆芯反应性以及中子分布特征。计算结果表明,该设计方案可满足反应堆的安全性要求,能实现紧急停堆,并可保证在堆芯被水淹没等设计基准事故条件下维持反应堆次临界,确保反应堆安全。此外,通过在堆芯局部燃料棒中添加热中子吸收材料,对堆芯径向功率分布进行优化,以展平径向功率分布。