瞬发和缓发γ射线对堆内构件释热率影响的研究

为提高核电设计中反应堆堆内构件释热率计算的准确性,本文在原来MCNP外中子源模型计算方法的基础上,计算分析瞬发裂变γ对堆内构件释热率的贡献。计算结果显示,考虑瞬发裂变γ使得堆内构件的释热率增加9%～38%,离堆芯越近的堆内构件的增加值越大。另外,分析认为缓发γ对堆内构件释热率的贡献与瞬发裂变γ相当。因而反应堆堆内构件释热率计算中除了考虑中子及中子俘获所生γ的贡献,还应该考虑瞬发裂变γ和缓发γ的贡献。     

研究堆内材料释热率测量装置研制

为了探究材料释热率在研究堆孔道内的轴向分布规律,以高通量工程试验堆（HFETR）G7孔道为例,设计一种材料释热率测量装置。通过数值模拟方法得到释热率测量装置及试验段在载荷作用下的应变分布云图,采用物理计算得到量热计校对桥和测量桥的温度参数,并利用本装置在G7孔道开展释热率测量试验。结果表明,该装置整体结构满足强度要求,试验段量热计之间需加装保护管;计算得出样品、校对桥和测量桥的温度低于材料熔点,装置满足热工要求;试验测得的释热率值随堆功率变化规律性强,且不同材料在不同能量等级的γ射线环境下,对γ的吸收性是有区别的。因此,本装置可以作为HFETR释热率测量工具,为确定不同材料在堆内释热率分布情况提供保障。      

熔盐冷却球床实验堆堆内热源分布计算与分析

熔盐冷却球床堆采用球形燃料元件,冷却剂采用高温熔盐,其堆内热源分布与压水堆有着明显的区别,而与同样使用球形燃料元件的高温气冷堆相比,燃料球产生的中子和γ会在冷却剂中沉积更多的能量,因此准确计算堆内释热率分布对于这种新型反应堆的热工水力设计、瞬态分析、结构力学设计等都有重要意义。本文使用蒙特卡罗计算程序MCNP对中国科学院设计的10 MW固态燃料钍基熔盐实验堆（TMSR-SF1）堆内的释热率分布进行了详细计算研究,通过使用光子产生偏倚卡（pikmt）,经过3次MCNP输运计算得到了TMSR-SF1寿期初（BOL）及寿期末（EOL）堆内各部件的总释热率、体积释热率分布和最大体积释热率。计算结果显示,燃料球释热率占堆内总释热率的94%以上,熔盐和反射层释热率占总释热率的1%以上,其他堆内部件释热率的比例都小于1%。寿期末燃料球、控制棒与石墨球的释热率均有所减少,而反射层等其他构件的释热率有所增加。     

压力容器环形空腔上部材料屏蔽计算分析

用离散纵座标SN法与反照蒙特卡罗AMC法相耦合,对秦山600MW核电厂反应堆压力容器环形空腔上部密封环区、褐铁矿混凝土及电离室入口轻质保护材料的中子和γ射线注量率、剂量率和释热率进行计算分析.计算结果表明,对于停堆后人员可能进入的部位,增加轻质保护材料能有效降低中子辐射;采用SN-AMC计算技术能较好地完成反应堆的大尺寸空腔和复杂孔道屏蔽设计计算.     

研究堆内不锈钢释热率的实验及模型对比分析

采用量热法,基于热平衡条件下的静态等温法测量了不锈钢在堆内的释热率,并探索不锈钢释热率随沿堆内活性区轴向高度的分布情况以及与堆功率之间的关系。同时,利用MCNP程序计算了相应的不锈钢的释热率,通过实验手段探索MCNP程序计算不锈钢释热率的准确性。研究表明:不锈钢在堆内的释热率与所处活性区位置以及堆功率密切相关;不锈钢的释热率沿活性区轴向近似呈截断余弦曲线分布;最大释热率位于反应堆活性区中心平面偏下约50 mm处,且与堆功率呈线性递增关系。在研究范围内,利用MCNP程序计算得到的不锈钢释热率较实际测量值平均偏大18.1%。从工程应用角度讲,MCNP程序所计算的不锈钢释热率对实际工程应用具有一定指导意义。     

HFETR堆辐照孔道释热率测量装置研制

为解决HFETR堆中心孔道活性区相关材料释热率的测量问题,开展了释热率测量装置的研制。在研制过程中,基于量热法的基本原理,辐照孔道的结构限制和反应堆的要求,进行了测量装置结构设计、强度校核和热工分析。测量装置组装完成后,在HFETR堆G07孔道开展了测量试验,同时测得了321不锈钢、6061铝合金和Zr-4合金三种材料在HFETR堆活性区450mm和750mm处的释热率。试验结果显示:测量装置在测量过程中运行稳定可靠,满足HFETR堆安全运行要求;量热计结构小巧紧凑,可同时测量多种材料的释热率;量热计模块化设计,安装于测量装置的不同轴向位置,可同时测量辐照孔道不同轴向位置的释热率;测量结果较好地体现了释热率与堆功率、测量位置的相关性,测量结果可靠有效。     

熔盐冷却球床实验堆堆内热源分布计算与分析

熔盐冷却球床堆采用球形燃料元件,冷却剂采用高温熔盐,其堆内热源分布与压水堆有着明显的区别,而与同样使用球形燃料元件的高温气冷堆相比,燃料球产生的中子和γ会在冷却剂中沉积更多的能量,因此准确计算堆内释热率分布对于这种新型反应堆的热工水力设计、瞬态分析、结构力学设计等都有重要意义。本文使用蒙特卡罗计算程序MCNP对中国科学院设计的10 MW固态燃料钍基熔盐实验堆(TMSR-SF1)堆内的释热率分布进行了详细计算研究,通过使用光子产生偏倚卡(pikmt),经过3次MCNP输运计算得到了TMSR-SF1寿期初(BOL)及寿期末(EOL)堆内各部件的总释热率、体积释热率分布和最大体积释热率。计算结果显示,燃料球释热率占堆内总释热率的94%以上,熔盐和反射层释热率占总释热率的1%以上,其他堆内部件释热率的比例都小于1%。寿期末燃料球、控制棒与石墨球的释热率均有所减少,而反射层等其他构件的释热率有所增加。     

三维离散纵标方法在堆内构件释热率计算中的初步应用

以美国H.B.Robinson-2#机组反应堆压力容器(RPV)基准实验的参数为输入数据,采用三维离散纵标方法程序(TORT)计算压力辐照监督管处中子能谱及典型核素的活度值。计算得到的辐照监督管处中子能谱与基准实验结果趋势一致、吻合较好;典型核素活度的计算值与测量值之比(C/M)为1.04±0.04。用TORT对福建宁德核电站堆内构件释热率分布进行初步计算,并与蒙特卡罗方法(MCNP)的计算结果相比较,两种方法的结果表现出良好的一致性。最后对TORT程序应用于堆内释热率计算进行讨论。     

燃料球体积填充率对2MW先进高温堆物理特性的影响

在燃料装载量不变情况下,燃料球体积填充率的变化对于先进高温堆的堆芯物理特性有重要影响。我们运用蒙特卡罗程序MCNP 5对Keff、中子能谱及中子注量率的空间分布进行了研究。计算中,燃料球体积填充率取值范围在最密堆积和最稀堆积之间(0.7405–0.5236)。结果表明,燃料球体积填充率的增加可以提高堆芯的Keff,促使中子能谱更加硬化,使中子注量率峰值所在轴向的位置上升。从而为先进高温堆的设计和计算程序的开发提供理论基础。     

采用~3He回路的功率跃增辐照装置物理特性研究

功率跃增辐照装置用于研究堆内进行燃料元件功率跃增试验(PRT)。对置于高通量工程试验堆(HFETR)中的PRT辐照装置,采用MCNP程序计算装置的中子学特性、各结构的释热率及其轴向分布;采用物理-热工耦合计算方法,结合MCNP程序和CFX程序,得到3He回路压力范围内燃料棒的功率变化。结果表明:3He气体层能显著削弱进入氦屏以内结构的热中子流,并降低装置及其周围的中子注量率;改变3He气体密度能显著地改变装置及其周围的中子场,有效地调节试验燃料棒的功率。燃料芯块释热功率随3He气体压力的减小而单调递增,其计算值与采用自然对数函数拟合的曲线吻合良好。     

模块式套管型随堆辐照考验装置的研制

为进行材料在高γ释热区的辐照考验,研制了模块式套管型随堆辐照考验装置(MTIR)。该随堆辐照考验装置具有辐照温度测量和调节功能,在高γ释热率条件下能够对试验段进行强化冷却。堆内验证试验表明,该装置能够实现材料样品的辐照考验指标,可使高通量工程试验堆(HFETR)内层辐照孔道得到有效利用,缩短材料堆内辐照试验周期,提高HFETR辐照能力。     

HFETR材料辐照精细中子注量率谱研究

采用蒙特卡洛程序(MCNP)模拟计算高通量工程试验堆(HFETR)典型辐照孔道内样品精细中子注量率谱,包括轴向、径向中子注量率谱及172群中子能谱,分析其特点和变化规律,同时比较辐照孔道填充不同材料时的中子能谱。结果表明:不同孔道辐照相同材料及同一孔道辐照不同材料时,所得的能谱分布趋势和特点比较一致。在高能区,中子能谱近似为于裂变中子谱分布;在慢化能区,近似为费米谱分布;而在热能区,近似为麦克斯韦谱分布。     

可逆比热容法测量高中子注量率

目前直接测量高中子注量率一直难于实现，为了解决该问题，本文采用热分析仪器测量受中子辐照后材料可逆比热容的变化来测量高中子注量率。对中国先进研究堆(CARR)辐照孔道的高中子注量率进行了测量，所测量的中子注量率与参考值均在3%左右符合，证明可逆比热容法可直接测量高中子注量率。本文方法是对高中子注量率直接测量的有益尝试。     

压水堆核电厂放射性活化源项计算

研究反应堆相关结构材料活化源项,对核电厂设计、运行及退役都有十分积极的意义和价值。本文利用离散纵标程序DORT计算反应堆堆腔内的中子注量率空间分布情况,通过数值解析的方法计算反应堆堆腔内主要结构材料中活化产物的活度浓度,进而计算活化源强(即γ射线源强,表征γ射线发射率与γ射线能量的关系),分析并建立一套空间分布活化源项研究体系,并与基于点燃耗模型的ORIGEN程序计算结果进行比较。计算结果表明,在活化源强计算中,基于离散纵标法的活化源强计算方法,在堆内构件等中子注量率变化明显之处拥有显著的精度,而ORIGEN程序则比较适合于厂房空间及主设备等中子注量率变化不明显之处。     

HFETR堆芯γ释热率径向分布的简易求法

本文以实验为基础，讨论了ＨＦＥＴＲ堆芯材料γ释热径向分，并且描述了材料γ释热率与反应堆热功率，热中子注量率之间的关系。同时，给出了它们之间的关系表达式。     

蒙特卡罗方法用于HFETR堆芯γ释热的可行性研究

采用蒙特卡罗方法对高通量工程试验堆(HFETR)堆芯内的γ释热进行了计算,并将计算结果与实测值进行了比较.结果表明:用蒙特卡罗方法计算HFETR堆的γ释热率是可行的,具有满意的计算精度.因此,在实际工程中可采用蒙特卡罗方法来计算HFETR及堆芯内任意位置的γ释热.     

反应率相对分布实验数据处理程序的研制

为处理CEFR反应率相对分布实验准备数据，研制了活化法测量反应率相对分布实验数据处理程序。步骤如下：1）推导了活化法测量相对反应率计算表达式，引入功率归一因子，以便将径向各测点的照射功率归一到相同水平；2）推导了热堆轴向、径向中子注量率相对分布曲率拟合计算公式：3）推导了快堆中子注量率分布三次样条函数拟合计算表达式。     

基于Monte Carlo方法的压水堆相关组件内热源计算与分析

堆芯中核燃料发生裂变时,伴随产生极强的中子及γ辐射,这些辐射在燃料组件中发生能量沉积,产生热应力、辐照损伤等诸多影响反应堆安全运行的因素.尤其对于新型含钆可燃毒物棒组件,国内对此方面的研究需要进一步开展.采用三维蒙特卡罗输运计算程序MCNP和基于ENDF/B的连续截面数据库,对压水堆18个月长、短周期装料方式的堆芯相关组件内热源的释热率分布进行详细计算,计算得出控制棒、阻力塞棒和新型含钆可燃毒物棒释热率精确计算值,并对不同版本数据库中部分关键核素截面对计算结果的影响进行比较分析,为核反应堆堆芯设计提供参考.     

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层材料活化计算与分析

对聚变驱动次临界堆 (FDS Ⅰ )包层进行了材料活化计算与分析。利用多功能中子学程序系统VisualBUS1 .0及多群数据库HENDL1 .0 /MG进行中子输运计算 ,以获得包层各个功能区的中子注量率能谱 ;在此基础上 ,使用欧洲活化计算程序FISPACT及IAEA聚变活化数据库FENDL/A 2 .0分别对停堆初期包层不同功能区的剂量率水平和衰变余热水平、停堆后期结构材料与氚增殖剂 /冷却剂的活化性能及其杂质的控制要求进行了计算及分析。     

快堆裂变中子场比释动能测定

本文介绍用国产 IRM81T-TE1型流气式组织等效电离室和低中子灵敏度的能量补偿 G-M 计数管测定快堆裂变中子和γ射线的组织比释动能率,并用美国远西公司(FWT)1C-17A 型组织等效电离室进行了对比测量,两种电离室测量结果符合很好。