群常数库TPLIB-95的宏观检验

介绍了群常数库TPLIB-95的宏观检验。TPLIB-95是中国核数据中心为轻水堆燃料组件计算程序包TPFAP建立的更新群常数库,它是基于JENDL-3.1评价核数据库制作而成的。用5个热堆基准问题,一批压水堆零功率临界实验以及秦山300MW核电厂首循环堆芯和大亚湾900MW核电站首循环堆芯对该库作了计算分析。热堆基准问题的计算结果表明,尽管谱指标的计算值与测量值的偏差较大,但k_(eff)的最大偏差仅0.29％。零功率临界实验的计算结果表明,用TPLIB-95得到的k_(eff)比用旧库TPLIB更接近于测量值,与测量值的符合是相当令人满意的。秦山和大亚湾核电站两个首循环堆芯临界硼浓度的计算值与测量值符合较好,在整个燃耗寿期内临界硼浓度的计算值与测量值或法马通原设计值的最大偏差仅为15×10~(-6)/L。     

HTR-10控制棒和吸收球反应性当量测量实验

介绍了10MW高温气冷实验堆（HTR－10）在零功率物理试验阶段所做的控制棒反应性当时测量和吸收球反应性当量测量实验,并给出了实验结果。     

5MW THR几个物理参数的测量实验

介绍了5MW THR低功率调试阶段所做的几个物理实验,包括低功率物理实验功率水平的确定、控制棒的绝对刻度、反应堆等温温度系数的测量。还介绍了实验方法并给出了具体参数。     

反应堆动态参数的蒙特卡罗计算研究

介绍缓发中子有效份额(βeff)、有效中子代时间(Λeff)和本征值的概念及其蒙特卡罗程序计算方法。采用Prompt Method方法计算得到βeff;微扰法得到Λeff;采用瞬发中子密度衰减直接拟合法和间接求解法得到本征值;将各种反应性状态下的拟合得到临界c本征值,并与实验测量的c值进行比对,结果符合很好;并对动态参数蒙特卡罗程序计算的各种方法进行不确定度分析。     

5MW低功率堆物理计算

本文介绍5MW 低功率堆(5MW LPR)的物理设计。堆芯32盒燃料元件按入堆初始燃耗分三区布置,可提供的总后备反应性△k_(eff)=0.09084。后备反应性的裕量很大,运行寿期受入堆元件初始燃耗的限制。卸料元件~(149)Sm 含量的减少释放正的反应性,故在达到平衡氙后的几天里,将会引起控制棒下插。     

基于蒙特卡罗方法的新型乏燃料干式贮存容器辐射安全仿真验证

针对自主设计的贮存24组燃耗深度为45 GWD/MTU的乏燃料组件的CHN-24型专用容器临界及辐射屏蔽问题,采用蒙特卡罗程序MCNP,建立CHN-24容器临界及辐射屏蔽计算模型。研究结果表明:正常贮存条件下容器内乏燃料的有效增殖因数(k_(eff))为0.283,发生浸水事故时,k_(eff)随着容器内水位升高逐渐增大,注满水时keff达到最大值0.706;容器表面剂量当量率随浸水量增大而减小;正常贮存条件下,即无水浸入时,容器表面及距表面1 m处的最大剂量当量率值分别为0.42 m Sv·h~(-1)、0.08 m Sv·h~(-1)。以上均符合国际原子能机构规定的临界及剂量安全标准,同时表明蒙特卡罗方法可应用于乏燃料容器的临界及辐射屏蔽安全验证。该研究为我国研发具有自主知识产权的核电乏燃料贮存专用容器提供了一定的参考依据。     

基于凤凰快堆寿期末控制棒提棒实验的SARAX程序系统确认

寿期末控制棒提棒实验是在法国钠冷快堆Phenix(凤凰快堆)退役之前开展的最后一次实堆测量实验,实验中测量了低功率状态下的控制棒价值和满功率状态下的径向功率分布。本实验采用西安交通大学开发的快堆中子学计算程序系统SARAX进行建模和计算,其计算过程采用基于点截面的超细群方法进行能谱计算,采用超级均匀化(SPH)因子方法进行组件均匀化计算,以及采用多群中子输运节块方法进行堆芯计算,最终计算了实验中4个临界状态的有效增殖因子、控制棒价值、堆芯反应性系数及功率分布等参数。计算结果表明:SARAX的计算结果与实验值吻合较好,计算精度优于传统的快堆物理计算程序,可以用于钠冷氧化物混合燃料(MOX燃料)快堆的核设计。     

有效增殖因子的动态模拟计算

讨论了有效增殖因子(k_(eff))的动态计算方法,建立了基于Geant4 toolkit平台的k_(eff)蒙特卡罗(MC)动态计算模型。分别采用动态方法和K静态方法计算了GodivaI反应堆基准实验和偏离临界较远系统时的k_(eff)。结果表明,K静态方法仅适用于靠近临界的系统,而动态方法无论在临界附近还是偏离临界较远均可得到正确的结果。     

铅铋堆零功率实验装置控制棒价值测量及方法优化

零功率实验装置的控制棒价值测量一般采用周期法、置换法或落棒法对刻棒实验进行简单处理。为提高刻棒效率,本文提出了无补偿的多步降棒刻棒方法,采用该方法对我国首个铅铋堆零功率实验装置控制棒价值进行了测量,与补偿刻棒方式及落棒法测量结果进行了对比,并通过理论计算验证了该方法的准确性。结果表明：本文方法有效降低了空间效应对测量值的影响,控制棒价值测量结果准确可靠,可在较短时间内完成较高精度的刻棒实验,适用于需经常更换装料方案的临界实验装置。     

铅铋堆零功率实验装置控制棒价值测量及方法优化

<正>为提高零功率实验装置的控制棒价值测量效率,提出了无补偿的多步降棒刻棒方法,通过合理的探测器布置及合适的步长选取可消除空间效应的影响,直接得到S曲线,节省实验时间并避免繁杂先验计算。对铅铋堆零功率实验装置进行了多步降棒刻棒(图1),与补偿刻棒方法及落棒法测量结果进行了对比,并通过理论计算验证了该方法的准确性(图2,表1)。     

HFETR占栅元铍中孔控制棒物理特性研究

研究了高通量工程试验堆（HFETR）占栅元铍中孔控制棒物理特性。首先,采用CELL程序计算各组件的少群截面参数;然后分别对占栅元控制棒和占栅元铍中孔控制棒进行了堆芯物理计算,并对反应堆轴向热中子注量率分布、60Co产量以及控制棒价值做了比较。研究结果表明,占栅元铍中孔控制棒完全可以用于HFETR的反应性控制,而且可以提高反应堆的安全性和经济性。      

5MW THR控制棒水力驱动系统安全分析与评价

5MW THR 采用新型的控制棒水力驱动系统,本文对系统的安全特性进行了全面分析。由于该系统的设计是以非能动系统为基础,并实现了传动、导向一体化,故该系统具有可靠的固有安全特性,在任何失效事故下,都能保证反应堆安全停堆。     

5MW THR控制棒水力驱动系统的设计及实验研究

控制棒水力驱动系统是不同于一般水动力堆使用的电磁-机械式传动系统的新型传动装置。它以反应堆冷却剂(水)为工作介质,经泵加压后,注入安装在压力壳内的水力步进缸,通过流量来控制水力步进缸外套作步进式运动,拖动与之相联的中子吸收元件。5MW HTR 是世界上首座使用这种传动的反应堆。采用该传动是为得到更好的安全特性,更可靠的驱动特性和良好的经济性。     

通用型中子输运程序VITAS应用研究

为提高确定论全堆芯中子输运程序的适用性,开发了通用型中子输运程序 VITAS。针对TAKEDA3 基准题(矩形组件)、TAKEDA4 基准题(六角形组件)、Dodds 基准题(R-Z 几何)和 C5G7-TD5 基准题(压水堆高保真计算)的验证结果表明,高阶的空间和角度基函数能够使结果稳定地向参考解渐进收敛,达到与多群蒙卡相当的计算精度水平。与参考解相比,TAKEDA3 基准题有效增殖系数(k_eff)偏差低于 60pcm(1pcm=10^-5),控制棒价值偏差为-3pcm,中子通量密度分布均方根(RMS)偏差为 1.03%;TAKEDA4 基准题 k_eff偏差低于 20pcm,控制棒价值偏差为 32pcm,中子通量密度分布 RMS 偏差为 0.70%;Dodds 基准题的功率最大偏差低于 1%;C5G7-TD5 基准题的功率偏差低于 0.9%。本文研究表明 VITAS 有望成为一套精确求解中子输运问题的通用型计算工具。     

快堆控制棒组件非均匀效应修正方法研究

控制棒组件是快堆控制系统和安全保护系统的重要组成部分,快堆控制棒价值的准确求解至关重要。基于PASC?5程序的快堆少群均匀化群常数计算中使用直接体积均匀化方式,这会导致控制棒价值严重高估,必须对控制棒组件的非均匀效应进行修正。基于群常数修正的思路,本论研究了体积?通量权重、反应率之比守恒和反应性守恒3种方法在快堆控制棒组件非均匀效应修正中的应用;基于二维特征线程序开发了群常数修正因子计算程序FRHP。通过中国实验快堆算例进行测试验证,修正后的控制棒价值计算结果与MCNP计算的参考结果符合较好,表明3种方法均能对控制棒组件的非均匀效应实现有效修正,其中反应性守恒方法修正效果最好。     

5MW THR堆内结构及应力分析

文中简要介绍了5MW THR 的堆内结构及其特点。结构设计保证了堆芯在任何条件下都处于淹没状态。由于采用了一体化布置、水力驱动棒及堆内乏元件贮存,在结构上与普通压水堆和沸水堆有一定的差别。     

Developing and modeling of the “Laguna Verde” BWR CRDA benchmark

Reactivity initiated accidents (RIA) and design basis transients are one of the most important aspects related to nuclear power reactor safety. These events are re-evaluated whenever core alterations (modifications) are made as part of the nuclear safety analysis performed to a new design. These modifications usually include, but are not limited to, power upgrades, longer cycles, new fuel assembly and control rod designs, etc. The results obtained are compared with pre-established bounding analysis values to see if the new core design fulfills the requirements of safety constraints imposed on the design. The control rod drop accident (CRDA) is the design basis transient for the reactivity events of BWR technology. The CRDA is a very localized event depending on the control rod insertion position and the fuel assemblies surrounding the control rod falling from the core. A numerical benchmark was developed based on the CRDA RIA design basis accident to further asses the performance of coupled 3D neutron kinetics/thermal-hydraulics codes. The CRDA in a BWR is a mostly neutronic driven event. This benchmark is based on a real operating nuclear power plant — unit 1 of the Laguna Verde (LV1) nuclear power plant (NPP). The definition of the benchmark is presented briefly together with the benchmark specifications. Some of the cross-sections were modified in order to make the maximum control rod worth greater than one dollar. The transient is initiated at steady-state by dropping the control rod with maximum worth at full speed. The “Laguna Verde” (LV1) BWR CRDA transient benchmark is calculated using two coupled codes: TRAC-BF1/NEM and TRAC-BF1/ENTRÉE. Neutron kinetics and thermal hydraulics models were developed for both codes. Comparison of the obtained results is presented along with some discussion of the sensitivity of results to some modeling assumptions.     

5MW THR事故分析

使用RETRAN-02程序,对5MWTHR压水方式及压水微沸腾方式运行下的六大类事故进行了分析。文中给出了一些主要事故过程描述及分析结果。结果表明:5MWTHR是一种固有安全性很好的反应堆。     

超临界压水堆改进型控制棒组件落棒过程计算分析研究

为验证超临界压水堆改进型控制棒组件能否实现预期水力缓冲功能,采用计算流体力学分析软件Fluent、基于6自由度（6DOF）模型的铺层法动网格技术,对其落棒过程进行研究,分析了控制棒组件落棒时间和落棒末速度。结果表明：相比改进前的设计,改进型控制棒组件落棒时间虽有所增大,但仍然能满足安全要求;落棒末速度大幅下降,落棒冲击力降低,从而能够保证控制棒组件及燃料组件的结构完整性。改进型控制棒组件的设计能够实现预期的水力缓冲功能,可用于超临界压水堆堆芯设计。