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。     

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。     

双重非均匀子群参数制作研究

弥散颗粒燃料元件中燃料颗粒以随机形式弥散在基体中,难以获得确定几何。同时由于共振自屏现象的存在,呈现出一种双重非均匀系统。当前均匀系统产生的共振积分在双重非均匀系统中使用时,会在较低的共振能群产生一定的共振计算误差。为满足现有组件计算程序直接进行双重非均匀性共振计算的需求。基于Sanchez-Pomraning模型下的特征线固定源计算方法,建立一套双重非均匀共振积分表,最后结合子群方法实现随机介质燃料元件的共振计算。数值结果表明,考虑双重非均匀性产生的积分表,在相同的输运条件下和积分表的适用范围内,由子群共振部分对keff计算带来的绝对偏差能保持在200 pcm内。该工作的意义是对于一些不宜改动的传统组件程序,如HELIOS,通过在线修改共振积分表和子群参数,从而使其直接进行弥散颗粒燃料问题的计算成为可能。     

弥散颗粒对中子学计算影响的初步分析

弥散颗粒燃料是一种先进的燃料元件形式,双重非均匀性是它的固有特性。本文基于弥散型燃料,使用MCNP程序对不同燃料颗粒直径、燃料富集度、燃料相体积、可燃毒物颗粒直径和可燃毒物类型的板栅元进行了分析,研究了双重非均匀性对中子学计算的影响,指出双重非均匀性在一定的尺寸下,对于纯燃料芯体板栅元影响较小,对含有弥散可燃毒物的板栅元影响较大,在反应性计算、临界安全分析时必须加以考虑。     

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。     

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。     

基于改进缺陷因子方法的FCM燃料有效多群截面计算方法研究

全陶瓷微胶囊封装（FCM）燃料是重要的候选事故容错燃料,与传统燃料相比,FCM燃料的双重非均匀性使得其有效多群截面计算面临较大的挑战。本文提出一种改进的缺陷因子方法来处理FCM燃料在共振能区和非共振能区的自屏效应,实现FCM燃料的等效均匀化。通过颗粒丹可夫因子守恒来构建新的等效模型以克服传统的体积权重等效模型无法考虑燃料棒间自屏的影响;在共振能量段,基于新的等效一维球模型求解超细群慢化方程获得共振能量段的超细群缺陷因子;在非共振能量段,利用新等效模型的特征值计算获得快群和热群的多群缺陷因子;在此基础上实现FCM燃料棒的等效均匀化。本方法已在高保真中子学程序NECP-X上实现,并在一系列工况下进行了测试,与蒙特卡罗程序的比较表明,本方法能处理不同情况下的双重非均匀性,并可获得准确的有效自屏截面。     

MA以IMF燃料靶组件形式在大型钠冷快堆中的非均匀嬗变研究

针对次量锕系核素(MA)的嬗变问题,以中国示范快堆(CDFR)为基本堆芯,研究了MA以靶组件形式在大型钠冷快堆中非均匀嬗变的问题。为增加嬗变的效果,靶组件的燃料选择了不含铀的惰性基体燃料(IMF)。结果表明:少量IMF燃料靶组件的插入对堆芯会产生一定的影响,主要是钠空泡反应性正反馈增强较明显,同时与MA均匀嬗变不同的是堆芯功率峰因子有所增加,其他参数影响相对较小;IMF燃料靶组件中MA的嬗变效果较好,尤其是MA焚毁效率比燃料均匀添加MA时增加了约1/3,IMF燃料中由MA转变的238Pu的次级裂变对MA的焚毁贡献显著增加。在大型钠冷快堆中使用含MA靶组件进行非均匀嬗变时,需要合理选择靶组件的数量和布置位置,以便实现在MA高效嬗变的同时对堆芯性能不会产生非常显著的影响。     

堆芯Pin-by-pin超级均匀化因子计算方法研究

随着科学研究的不断深入、计算条件和对设计计算精度要求的不断提高,全堆芯Pin-by-pin计算已成为了下一代堆芯数值计算方法研究热点。超级均匀化方法作为全堆芯Pin-by-pin计算的均匀化方法主流方法之一被广泛使用。针对燃料组件采用传统超级均匀化方法,对存在中子泄漏的反射层组件采用空间泄漏相关的超级均匀化方法,产生了包含超级均匀化因子在内的等效均匀化常数。基于三维C5G7基准题,分析了此等效均匀化常数计算方式在非均匀性较强、中子泄漏较大反应堆堆芯的中子学计算精度。数值结果表明:与传统组件均匀化计算方法相比,应用了超级均匀化方法的堆芯Pin-by-pin计算的计算精度更高。     

超级均匀化方法在压水堆堆芯Pin-by-pin计算中的应用与研究

在压水堆堆芯Pin-by-pin计算中,采用超级均匀化（SPH）方法作为均匀化技术,对燃料组件传统SPH因子进行计算,生成了Pin-by-pin等效均匀化参数。针对存在中子泄漏现象的反射层组件,研究了与空间泄漏相关的SPH方法,在保证反应率守恒的基础上,同时保证各栅元各能群的中子泄漏率守恒,解决了存在中子泄漏时SPH因子迭代计算的不收敛问题,生成了反射层组件的等效均匀化参数。基于KAIST基准题,分析了压水堆堆芯Pin-by-pin计算中应用SPH因子的堆芯计算精度。数值结果表明,与传统组件均匀化计算方法相比,应用SPH方法的压水堆堆芯Pin-by-pin计算的计算精度更高。     

Application and Research of Super Homogenization Method for PWR Core Pin-by-pin Calculation

Super homogenization (SPH) method was used as the homogenization technique of PWR core Pin-by-pin calculation. For the fuel assembly, the traditional SPH method was used to generate the group constants. For the reflector-assembly, the spatial leakage dependent SPH method was evaluated. The problem of non-convergence in the iteration of SPH factors calculation was solved by improved SPH method which can keep the neutron leakage and reaction activity conserved. Based on KAIST benchmark, the performance of the SPH method applied in PWR core Pin-by-pin calculation was evaluated. Numerical results demonstrate that compared with the results of traditional assembly-homogenized calculation, the Pin-by-pin calculations have the higher accuracy.     

中国实验快堆热工参数的自适应BP神经网络预测方法研究

中国实验快堆（CEFR）堆芯的热工参数是否超出限值是评价反应堆安全运行的标准。本文针对燃料包壳最高温度预测问题,通过堆芯子通道分析程序COBRA生成数据样本后,开发基于BP神经网络自适应算法的智能预测程序,对于特定的单盒组件,仅需给出堆芯进口功率和流量,即可实现燃料包壳最高温度的快速准确预测。结果表明,与COBRA相比,在大规模重复性计算的场景下,自开发程序能节约大量计算时间和算力,提高燃料包壳设计和CEFR运行时的操作效率。实验分析得出BP神经网络方法的最大相对误差不超过6%,平均预测相对误差不超过3%,计算效率提升至原程序的300倍,网络模型的预测精度高,且易推广至实验快堆其他参数预测,具有很大的应用前景。     

Research on Adaptive BP Neural Network Prediction Method for Thermal Parameters of China Experimental Fast Reactor

Whether the thermal-hydraulic parameters of China Experimental Fast Reactor (CEFR) core exceed the limit is the standard for evaluating the safe operation of the reactor. For the maximum temperature prediction problem of fuel cladding, after generating the data samples by the core sub-channel analysis code COBRA, an intelligent prediction code based on adaptive BP neural network algorithm was developed in the paper. For a specific single-box component, only the core inlet power and mass flow rate were required to achieve fast and accurate prediction of the fuel cladding maximum temperature. Compared with COBRA, in the scenario of large-scale repetitive calculation, self development code can save a lot of calculation time and rescource, and improve the operating efficiency of fuel cladding design and CEFR operation. The experimental analysis shows that the maximum relative error of BP neural network method is less than 6%, the average prediction relative error is less than 3%, and the calculation efficiency is improved to 300 times of the original code. So the prediction accuracy of the network model is high, and self development code is easy to apply to other parameter predictions of the experimental fast reactor.     

跳源法在ADS中子学研究中的应用

简要介绍了跳源法在ADS中子学研究中测量次临界度的原理、外源驱动的次临界中子学的实验装置、堆芯布置及中子源驱动系统。主要研究了^252Cf中子源在堆芯不同轴向位置、模拟质子束管和散裂中子靶件处不同缓冲区材料对Keff的影响。实验结果与其它实验方法的结果进行了比较，符合较好。     

10MW高温气冷堆包覆燃料颗粒的研制

我国10MW高温气冷堆采用全陶瓷型包覆颗粒球形燃料元件。TRISO型包覆燃料颗粒由燃料核芯、疏松热解碳层、内致密热解碳层、碳化硅层和外致密热解碳层组成。采用丙烯和乙炔混合气体制备致密热解碳层以及四层连续包覆的新工艺,开展生产工艺条件试验,系统地研究了生产工艺和性能之间的关系,摸索出最佳生产工艺条件。用化学气相沉积方法在150mm流化床沉积炉系统中批量生产出TRISO型包覆燃料颗粒。用扫描电镜观察分析了包覆燃料颗粒的微观结构,包覆燃料颗粒的制造破损率为3.4×10-6,冷态性能达到我国10MW高温气冷堆设计要求。包覆燃料颗粒辐照考验结果(放射性裂变产物释放率R/B为1×10-6左右)表明,包覆燃料颗粒的质量可以满足10MW高温气冷堆安全运行的要求。     

基于模糊层次分析法的先进核反应堆评价系统研究

根据核电技术的发展现状及趋势的分析．对核反应堆评价指标的构成、层次分析方法、权重的确定、模糊综合评价方法等进行了研究．并在此基础上开发了先进核反应堆综合评价系统、该系统基于计算机网络环境．可以从不同终端以列表、图形等形式显示评价结果．最后结合典型先进反应堆的特性对评价系统的评价结果做了分析。     

X射线凸度仪中散射信号的物理模型与解析计算研究

在各种凸度检测技术中,射线法能够适应恶劣的生产环境、测量精度高等一些优点使它成为研究的主流方向[1]。散射是影响射线法凸度检测精度的一个重要因素,关于散射的研究是该技术研发的重要环节,也是研究的难点[1]。通过建立物理模型,使用解析法进行散射校正,与Monte Carlo模拟结果对比,得到了理想的结果。     

3D Simulation of Solid-Melt Mixture Flow with Melt Solidification Using a Finite Volume Particle Method

Relocation and freezing of molten core materials mixed with solid phases are among the important thermal-hydraulic phenomena in core disruptive accidents of a liquid-metal-cooled reactor (LMR). To simulate such behavior of molten metal mixed with solid particles flowing onto cold structures, a computational framework was investigated using two moving particle methods, namely, the finite volume particle (FVP) method and the distinct element method (DEM). In FVP, the fluid movement and phase changes are modeled through neighboring fluid particle interactions. For mixed-flow calculations, FVP was coupled with DEM to represent interactions between solid particles and between solid particles and the wall. A 3D computer code developed for solid-liquid mixture flows was validated by a series of pure-and mixed-melt freezing experiments using a low-melting-point alloy. A comparison between the results of experiments and simulations demonstrates that the present computational framework based on FVP and DEM is applicable to numerical simulations of solid-liquid mixture flows with freezing process under solid particle influences.     

核临界安全中的源倍增法研究

文章对核临界安全研究中通常采用的现场测量技术———源倍增法进行研究。从有源扩散理论出发,导出了与keff不同的有源次临界中子有效增殖因子ks的表达式,并在次临界系统上进行了验证研究。验证实验研究证实了所导出的ks 的正确性。源倍增法测量的参数实际上是次临界系统在外源作用下的有源次临界中子有效增殖因子ks,而不是以往的中子有效增殖因子keff,这就解决了长期困扰人们的有关源倍增法测量的参数问题。文章讨论了ks 与keff间的差别和关系以及它们对核临界安全的影响。