全陶瓷微密封燃料有效多群截面计算方法研究

全陶瓷微密封（FCM）燃料是一种弥散颗粒燃料。由于弥散颗粒燃料存在双重非均匀性,传统的确定论方法及蒙特卡罗方法皆难以处理这种双重非均匀效应以获得有效多群截面。本文基于超细群方法建立FCM燃料的有效多群截面计算方法。为描述燃料棒内TRISO颗粒的非均匀性,在共振能量段,通过采用超细群方法求解包含TRISO颗粒的一维球模型得到超细群缺陷因子,通过超细群缺陷因子修正所有核素的超细群截面即可将颗粒和基质均匀化。由于TRISO颗粒在热能区也存在较强的自屏效应,在热能区,利用穿透概率及碰撞概率等价得到多群缺陷因子,通过多群缺陷因子修正所有核素的多群截面将燃料和基质均匀化。均匀化后的FCM燃料组件即可视为普通压水堆燃料组件进行共振计算。利用丹可夫修正因子等价得到FCM燃料组件各燃料棒的等效一维棒模型,对一维棒模型求解超细群慢化方程从而得到共振能量段的有效自屏截面。数值结果表明,该方法能有效处理FCM燃料的双重非均匀性,得到精确的有效自屏截面。     

基于子群方法的双重非均匀性共振计算方法研究

为计算双重非均匀性条件下的共振截面,提出了耦合Sanchez Pomraning方法的改进的子群方法(ISSP)。ISSP采用精细化共振能群结构来规避共振干涉处理,通过求解双重非均匀性条件下的子群固定源方程和慢化方程得到颗粒和基体等各材料的有效共振截面,最后进行双重非均匀性条件下的输运计算。数值结果表明,与连续能量蒙特卡罗程序及超细群计算结果相比,ISSP可精确高效地计算双重非均匀性条件下的共振截面。     

核燃料溶解器临界计算对截面的要求

用群截面对燃料溶解过程中出现的栅格、燃料双重不均匀和溶液３种系统作临界计算时，需要考虑中子的共振自屏效应。标准自屏公式或经过丹可夫因子修正的自屏公式不适用于燃料双重不均匀系统。ＯＥＣＤ／ＮＥＡ临界工作小组的结果表明，必须用碰撞概率（ＰＩＣ）方法，子群方法或精细慢化方法修正才能得到共振自屏效应的准确结果。用点截面作临界计算时，不会观察到自屏效应，可以准确进行包括燃料双重不均匀系统在内的临界计算。     

复杂燃料成分的多核素共振干涉计算方法研究

共振干涉现象广泛存在于反应堆系统中,是影响共振计算精度的重要因素之一。当前提出的干涉因子方法,其计算效率难以适用于燃耗过程中的复杂燃料成分。基于改进的伪核素理论与超细群慢化方程求解程序,提出了一种针对实际压水堆燃耗过程的快速共振干涉计算方法。对于燃耗过程中的复杂燃料成分,在均匀问题和压水堆栅元几何下进行了共振自屏分析。结果表明,该方法的计算精度与严格的超细群计算及蒙特卡罗方法相当,效率上优于干涉因子方法,适用于压水堆燃耗过程中的快速共振计算。     

耐事故燃料双重非均匀性RPT方法研究

采用体积均匀化方法计算含有弥散燃料或弥散可燃毒物的双重非均匀性的系统会带来一定的计算偏差。传统反应性等效物理变换方法(Reactivity-equivalent Physical Transformation,RPT)可以用来处理弥散燃料以及吸收截面随燃耗变化不剧烈的可燃毒物,但对于硼等吸收截面随燃耗变化剧烈的可燃毒物,传统RPT方法也会带来较大的计算偏差。本文对新型RPT方法进行了初步探索,使其不仅适用于传统RPT方法适用的弥散燃料和弥散可燃毒物类型,也适用于硼等吸收截面随燃耗变化相对剧烈的可燃毒物,为RPT方法的扩展和应用提供思路和借鉴。     

NECP-X程序中基于全局-局部耦合策略的非棒状几何燃料共振计算方法研究

基于NECP-X程序中已经研发的全局-局部耦合共振计算方法,研究了针对非棒状几何燃料的共振计算方法。首先,采用中子流方法计算真实问题的丹可夫修正因子,以处理全局的空间效应;其次,基于丹可夫修正因子等效获得小规模问题周围慢化剂的几何信息;最后,对于小规模问题燃料区的有效自屏截面的计算采用共振伪核素子群方法。将该方法应用于非棒状几何燃料数值计算,结果表明,该方法在处理非棒状几何燃料栅元的共振计算时,与蒙特卡罗结果程序相比,微观吸收截面偏差不超过1.8%,无限介质增殖因数偏差不超过110 pcm(1 pcm=10^-5),具有较高的计算精度;在大规模问题的计算中,基于板状燃料的JRR-3M实验堆全堆在整个燃耗过程有效增殖因数偏差均在300pcm左右,组件功率偏差在整个燃耗过程不超过0.62%。因此,本研究提出的共振计算方法具有较高的正确率和精度。     

环形燃料超临界水冷堆中子学计算方法研究

基于先进组件程序HELIOS和堆芯节块法程序SIXTUS,研发了超临界水冷堆（SCWR）的中子学计算程序FENNEL-N,并通过与蒙特卡罗程序对比分析了其用于环形燃料超临界水冷堆计算的精度。组件验证结果表明：制作多群数据库的压水堆能谱与超临界水冷堆能谱的差异是导致计算误差的主要原因。堆芯验证结果表明：传统的组件均匀化方法在计算超临界水冷堆时会引入较大误差。应用FENNEL-N程序对组件均匀化方法进行了研究,结果表明,采用优化的组件参数少群结构能减少堆芯能谱变化对精度的影响,采用超组件模型计算组件参数可考虑反射层对组件参数的影响。采用新的组件均匀化方法后,FENNEL-N的计算精度满足了预概念设计需求。     

空间离散对弥散颗粒燃料燃耗计算的影响

单栅元燃耗计算是全堆芯燃耗计算的基础，栅元空间离散对燃耗计算的结果有显著影响。弥散颗粒燃料由于双重非均匀性的存在，空间离散的情况更为复杂。本文基于ALPHA组件程序，分析了颗粒在平源区上归类的宏观离散方案与颗粒内部细分燃耗区的微观离散方案对弥散颗粒燃料燃耗计算的影响。算例包括无毒物的UC颗粒单栅元，含Gd₂O₃层的QUADRISO颗粒单栅元和含UC颗粒与Gd₂O₃毒物颗粒的双颗粒单栅元。数值结果表明，无毒物栅元宏观需分3圈以上，含Gd₂O₃栅元宏观需分5圈以上；无毒物算例微观不需要分圈，含Gd₂O₃层的QUADRISO颗粒需在微观燃料区细分2圈，双颗粒问题的Gd₂O₃毒物颗粒微观需分12～15圈。     

弥散颗粒燃料及可燃毒物双重非均匀特性初步研究

弥散颗粒燃料及可燃毒物由于其固有安全性及自屏效应而被广泛关注,但其双重非均匀性为中子学计算带来挑战。为了研究弥散颗粒系统的双重非均匀性大小,评价体积均匀化方法的适用性,本文针对弥散不同类型、不同相体积、不同颗粒尺寸的颗粒以及不同富集度燃料基体的栅元系统进行了分析,评价栅元系统的颗粒模型与体积均匀化模型在零燃耗下的反应性偏差。分析结果显示,对于弥散燃料颗粒,体积均匀化方法的计算偏差随弥散颗粒尺寸的增加、燃料富集度的增加、以及弥散颗粒相体积的减小而增大;对于弥散可燃毒物颗粒,体积均匀化方法的计算偏差随弥散颗粒的颗粒尺寸的增加、基体燃料富集度的减小、弥散颗粒相体积的增加、以及弥散颗粒吸收截面的增大而增大。同时本文给出了弥散颗粒的双重非均匀性大小的大致顺序,针对双重非均匀性最小和最大的两种毒物颗粒也进行了详细分析,给出了是否需要考虑其双重非均匀性的大致判定条件,为弥散颗粒系统的数值计算提供指导。     

任意几何燃料组件共振自屏计算的Multiband方法

基于多邦方法(Multiband Method)理论模型,推导了多邦参数的计算公式.采用两邦与三邦相结合的方法,基于WIMSD4-69群数据库,编制了可用于任意几何燃料组件共振自屏计算的RESCAL程序.通过数值验证表明,RESCAL程序与MCNP程序的计算结果吻合很好,计算误差满足工程实际要求.由于WIMSD4-69群数据库本身的限制及拟合多邦参数方法的问题,使得RESCAL程序的计算精度受水铀比影响较大.     

质子核反应二次粒子引起的静态存储器单粒子翻转截面计算

研究建立了质子单粒子翻转截面计算方法。基于蒙特卡罗软件Geant4,计算分析了不同能量质子核反应产生二次粒子对有效体积带来的影响,确定了有效体积大小。计算了静态随机存取存储器的质子单粒子翻转截面和多位翻转截面。计算结果在趋势上与双参数公式所预言的相符合,并可得到很高能量质子引起的极限截面;在较低能段的数据与文献的理论和实验值相符。     

Measurement of Effective Capture Cross Section of Americium-243 for Thermal Neutrons

The effective capture cross section of ²⁴³Am for thermal neutrons was measured with an activation method. A sample of ²⁴³Am was irradiated for 10 hrs at Kyoto University Reactor, KUR. After the irradiation, the sample was cooled for one month. In the cooling time, ^244mAm and ^244gAm produced by the irradiation decayed out to ²⁴⁴Cm. The α rays emitted from ²⁴³Am and ²⁴⁴Cm were measured with a silicon surface barrier detector. The neutron flux at the irradiation position was monitored using Au/Al and Co/Al wires. The effective capture cross section was deduced as 174.5±5.3b from the α-ray counts and the neutron flux. The quantity r√T/T₀ in Westcott's convention was 0.037±0.004. The present result was compared with the effective capture cross sections from the JENDL-3.3 and the Mughabghab evaluations.     

几种特殊栅元群截面库的近似处理

本文以后处理厂溶解槽、含拉西环溶液为例，通过分析其栅元特性，采取一系列合理近似，在现有的ＡＭＰＸ群截面库计算系统的基础上，寻找较为理想的栅元共振自屏及截面权重平均的近似处理法，为最终迁移计算（或蒙特－卡洛模拟计算）提供较为满意的群截面库。从而为这类非常规栅元系统的临界安全分析开辟一条可靠途径。     

结构材料核的原子位移截面计算

中子辐照引起的材料损伤是裂变反应堆设计的重要考虑因素。对于晶体结构材料,其辐照损伤主要来自晶格原子的位移。结构材料核与中子发生带电粒子反应的截面、原子位移(DPA)截面、KERMA因子是计算辐照损伤的基础。为比较不同程序计算的DPA截面的差异和基于不同评价核数据库的DPA截面的差异,采用核模型计算程序UNF及核数据处理程序NJOY计算了27 Al、48 Ti、90Zr、Cr、Fe、Ni、Cu等结构材料核的DPA截面,将二者计算结果进行了比较分析;比较分析了基于不同评价核数据库的采用NJOY计算的DPA截面;比较分析了NJOY与蒙特卡罗程序计算的DPA截面。结果表明,UNF与NJOY的结果存在一定的差别,不同评价库的结果也是有差别的,蒙特卡罗程序采用不同模型计算时结果也存在一定的差别。     

Resonance Calculation for Large and Complicated Geometry Using Tone's Method by Incorporating the Method of Characteristics

A new efficient approach for evaluating the background cross section, which is based on Tone's method, is presented. Though the collision probability method is used in the conventional Tone's method, the method of characteristics (MOC) is used in the present method. Since the computation time of MOC is shorter than that of the collision probability method in a large and complicated geometry, the present method will be useful not only for lattice physics calculation, but also for analyses of advanced reactors with complicated geometry. Verification calculations are carried out in two configurations, i.e., a PWR fuel assembly geometry and a multiassembly geometry adjacent to the baffle-reflector region. The validity of the present method has been confirmed through the results of verification calculations.     

堆芯核设计程序CYCAS少群截面模型开发

少群截面模型为堆芯三维扩散计算提供实时的节块均匀少群截面,是堆芯计算程序的关键模型之一。CYCAS程序是上海核工程研究设计院最新开发的堆芯三维核设计程序。本文在详细解析影响节块截面的各种因素的基础上,提出应用于CYCAS程序的少群截面的模型。该模型采用能谱修正方法处理由于能谱变化所引入的二次效应,采用微观燃耗修正方法处理燃耗历史效应。单组件和AP1000核电厂的数值验证计算表明,该模型具有很高的计算精度。