基于CRAM的压水堆燃耗程序开发及验证

正基于CRAM方法开发了燃耗求解程序MCRAM,利用Cinder90燃耗数据库生成了3 400阶燃耗矩阵(图1),并耦合MCNP程序对重要的锕系核素和裂变产物核素的反应截面进行了修正。以OECD/NEA乏燃料成分基准数据库中的Takahama-3压水堆燃料组件为基准题,对MCRAM程序的计算结果进行验证,并与其他程序的计算结果进行比较。结果表明,MCRAM程序对重要裂变产物和主要锕系核素的计算结果相对误差小于5%,计算精度与ORIGIN2程序的相当(图2)。     

基于CRAM的压水堆燃耗程序开发及验证

本文基于Cinder90燃耗数据库开发了燃耗求解程序MCRAM,并耦合MCNP程序对重要的锕系核素和裂变产物核素的反应截面进行了修正。以OECD/NEA乏燃料成分基准数据库中的Takahama-3压水堆燃料组件为基准题,对MCRAM程序的计算结果进行了验证,并与其他程序的计算结果进行了比较。结果表明,MCRAM程序对重要裂变产物和主要锕系核素的计算结果相对偏差小于5%,计算精度与ORIGEN2程序的相当。与此同时,同一例题的计算效率MCRAM较之MCNTRANS程序提高了近200倍。     

乏燃料元件密集贮存计算与分析

主要利用ACCP程序和SCALE4.3程序包对压水堆的乏燃料元件密集贮存进行计算和分析。ACCP程序主要是用于计算获得不同富集度不同燃耗的核素成分。根据计算获得的同位素成分数据应用SCALE4.3程序包中的CASA25程序对贮存这种乏燃料的水池进行临界分析。针对岭澳34号机组乏燃料贮存池Ⅱ区建立计算模型。计算结果与ENSA报告符合良好,表明计算方法正确以及计算程序ACCP程序和SCALE4.3程序包可以应用于乏燃料元件密集贮存临界分析。初步建立了一套适用于燃耗信任制问题的计算软件包。     

压水堆燃料组件内放射性源项计算与分析

反应堆堆芯中核燃料发生裂变时,产生了大量的放射性物质,给核电厂环境保护带来了挑战。燃料组件内的放射性源项是反应堆冷却剂放射性源项屏蔽设计、事故源项分析和放射性后果评估的基础。本文针对压水堆开展燃料组件内放射性源项的计算研究,采用ORIGEN-S程序,建立合适的计算方法,研究不同燃耗下燃料组件内源项计算结果的差异,并对比分析了不同版本的ENDF/B截面库对计算结果产生的影响,为压水堆燃料组件内放射性源项的计算提供参考。     

“华龙一号”反应堆乏燃料组件辐射源项计算

随着裂变材料的消耗,锕系核素(AC)和裂变产物(FP)随之产生。AC和FP是核电厂放射性源项的主要来源。准确地计算压水堆燃料组件中AC和FP的核素积存量可为后续燃料循环过程和乏燃料管理提供可靠的数据基础。本文中介绍了乏燃料组件源项的计算方法,并结合"华龙一号"反应堆的功率运行方案,给出了利用CASMO-SNF和SCIENCE-SMART程序计算得出的乏燃料组件放射性活度、衰变热、中子/γ能谱等结果。     

燃耗信任制方法在临界安全分析中的应用

采用燃耗信任制(BUC)方法及相关程序系统(APOLLO-2、DARWIN和CRISTAL)对不同辐照历史的燃料组件进行敏感性分析。结果表明:随着温度上升、硼浓度增大,乏燃料组件的中子增殖系数也将增大;燃耗信任制方法分析中,为了得到偏于保守的结果,考虑了核素成分修正因子及其计算不确定性。本文还列出了针对某个基准问题的试验值和计算值的比较。采用燃耗信任制方法对不同的轴向燃耗分布的组件进行临界计算,并进行了比较。     

燃料循环后段临界安全技术前期研究

考虑由于燃料的燃耗而带来的反应性降低的做法即为燃耗信任制技术,这种在核临界安全分析时采用燃料中实际成分的做法使得贮存、运输和后处理的能力大大提高,经济效益非常显著。燃料循环后段临界安全技术涉及燃耗计算技术研究、核临界安全计算技术研究、燃耗测量技术研究、临界实验装置设计技术研究、热室解剖和封装技术研究、化学分析测试技术研究和关键核素核数据处理技术研究。为了应用燃耗信任制技术,必须准确知道乏燃料的各种成分。利用SCALE、CASMO等程序进行计算,得出乏燃料的成分范围。为了实验验证乏燃料成分计算的准确性,初步…     

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。     

高密度乏燃料贮存格架临界安全设计

基于第三代先进非能动压水堆核电厂的设计特点、运行方式及其复杂的燃料组件设计,考虑各种能谱硬化因素,研究组件燃耗计算的运行条件组合,获得指定燃耗深度下的核素密度。建立乏燃料贮存格架的临界计算模型,并对临界安全分析中的关键因素(如末端效应、可信事故工况等)进行详细研究,最终初步设计出满足我国最新(临界)标准和要求的、可应用于实际工程的高密度乏燃料贮存格架。     

燃耗信任制中可燃毒物对乏燃料反应性的影响分析

以压水堆(PWR)常用的可燃毒物棒(BPRs)为研究对象,定性分析了组件燃耗过程中不同类型的BPRs对燃料组件反应性的影响,为基于燃耗信任制的乏燃料贮存系统临界安全分析保守参数的选取提供参考。分析表明,在组件燃耗过程中含有BPRs时,忽略含钆毒物可使临界分析结果保守,而必须考虑涂硼燃料元件(IFBA)、湿式环状可燃毒物棒(WABA)、硼玻璃可燃毒物棒(PYREX)等对乏燃料反应性的影响。     

轻水堆燃料关联核素的特征比值与乏燃料堆型的辨别

应用燃耗分析程序MCCOOR计算压水堆和沸水堆的栅元模型满功率运行时2种不同初始燃料富集度情形下不同燃耗深度的燃料核素成分，分析轻水堆燃料的关联核素比值与燃耗深度的关系，获得了轻水堆燃料的关联核素特征比值，并探索了由乏燃料相应核素特征比值确定其堆型的可行性。      

压水堆核电厂乏燃料组件γ源强研究

本文运用ORIGEN-ARP计算研究了压水堆核电厂反应堆平衡循环的乏燃料组件的γ源强,对影响γ源强的因素,包括总燃耗、各循环燃耗比例和能群结构划分方式进行了分析。分析结果表明:乏燃料组件中,裂变产物产生的γ源强始终占主要部分。在卸料后的不同冷却时刻,γ总源强与总燃耗或末端燃耗密度存在正比关系。采用不同γ能群结构划分方式对γ总源强计算结果的影响较大。     

压水堆核电厂乏燃料组件源项计算分析

核燃料贮存、运输以及后处理过程中的安全是构成核与辐射安全的重要内容,为保证安全性,提高运输经济性,减小后处理厂对环境的排放,须获得乏燃料组件的包络源项,因此,采用ORIGEN-ARP程序分析组件运行历史、初始富集度、燃耗深度等参数对源项的影响。运行历史在卸料初期对源项略有影响,可采用合适的保守因子予以包络,在冷却一定时间后,其影响可忽略不计;初始富集度、燃耗深度均不同的组件须经对比计算以获得包络源项。计算表明：在目前核电厂乏燃料组件中,²³⁵U初始富集度为4.45%、燃耗深度为55 GW•d/tU的AFA-3G型组件源项是包络的,可作为乏燃料水池、运输容器设计,以及后处理厂排放源项分析的初始源项。     

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。     

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。     

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。     

混合堆增殖钍基燃料组件中子学分析

采用压水堆17×17燃料组件模型,用燃料组件参数计算程序DRAGON分别对混合堆增殖钍燃料组件和全铀组件的中子学特性进行了研究,分析组件的燃料温度系数、慢化剂温度系数及其与燃耗的关系。计算结果表明,混合堆增殖钍燃料组件和全铀组件的中子特性相似,但钍燃料组件中的乏燃料组件中的次锕系核素(MA)的含量明显减少。     

压水堆堆芯Pin-by-pin燃料管理计算程序NECP-Bamboo2.0的设计与验证

压水堆堆芯Pin-by-pin燃料管理计算程序NECP-Bamboo2.0,利用广义等效均匀化理论实现栅元均匀化计算,采用指数函数展开节块SP3方法进行全堆芯中子输运计算,采用多物理并行计算技术实现了三维全堆芯的核-热-燃耗紧耦合高性能计算。本文利用大型压水堆BEAVRS基准题验证该程序计算的精确性。验证结果表明:NECP-Bamboo2.0具有较高的计算精度,能满足于工程需求。