基于池式钠冷快堆的VisualBUS4基准检验分析

使用IAEA基准池式纳冷快堆例题BN-600对FDS团队自主开发的大型集成多功能中子学计算分析系统VisualBUS4进行测试,通过与国际上其他单位的程序和数据库计算结果进行对比分析,其中有效增值因子、燃料多普勒系数、不锈钢多普勒常数、燃料密度系数、不锈钢密度系数、吸收体密度系数、纳密度系数、轴向膨胀系数、径向膨胀系数及有效缓发中子份额的计算结果均介于其他单位测试值之间,与平均值符合的较好。测试结果初步验证了VisualBUS4在复杂快中子堆型设计中正确性和可靠性。     

长期低功率运行对CNP600堆芯中子学参数的影响

随着我国能源形势的发展,核电将面临调峰运行的挑战。CNP600是我国现役的重要堆型,有必要对CNP600长期低功率运行进行评估。为了验证CNP600在长期低功率运行时中子学方面的安全性,从反应堆物理角度对CNP600长期低功率运行进行初步分析,包括长期低功率运行对堆芯径向及轴向功率分布的影响、停堆深度、焓升因子F_(△H)与功率峰因子F_Q的变化、燃耗及最大线功率的变化。计算结果显示,CNP600实行长期低功率运行对径向功率分布的改变很小,对轴向功率偏移的改变剧烈,通过控制棒的调节,可以维持轴向功率偏移的稳定;停堆深度、F_(△H)、燃耗及最大线功率密度均满足安全要求。初步的分析结果表明,CNP600在反应堆方面能满足长期低功率运行。     

CNP600堆芯调峰运行时轴向功率偏差影响因素及控制策略研究

随着我国能源的发展,核电将面临着越来越多的调峰运行压力,如采用CNP600堆型的海南昌江核电站,轴向功率偏差ΔI是调峰运行中堆芯功率控制的难点之一。针对CNP600堆芯,分析了慢化剂温度、控制棒棒位、可溶硼浓度等参数对ΔI的影响规律。以此为基础,采用程序模拟了CNP600 3种可能的调峰运行方案,提出了ΔI的控制策略,给出了功率变化过程中ΔI的具体控制方案。研究结果可为CNP600堆芯调峰运行时的堆芯ΔI的控制提供技术支持。     

Bamboo程序在方形组件压水堆中的适用性验证研究

本文对国产自主化核设计程序Bamboo程序在方形组件压水堆中的适用性开展了研究。主要内容包括：利用Bamboo程序对三种国内典型的方形组件压水堆进行建模,并将堆芯临界硼浓度、堆芯功率分布、堆芯燃耗分布、控制棒价值和反应性系数等参数的计算结果,同堆芯实测结果或SCIENCE程序计算结果进行对比验证。结果表明,Bamboo程序在典型方形组件压水堆堆芯计算中具有良好的精度,能够满足核电厂的堆芯核设计需求。研究结果为Bamboo程序进一步的工程应用奠定了基础。     

铅冷小堆堆芯初步设计

铅及铅基材料作为反应堆冷却剂,有着优良的中子学性能和热工性能。欧盟、俄罗斯、美国、韩国、日本、中国等国家均投入了大量的人力和物力研发铅冷快堆。本文旨在提出一种铅冷小堆堆芯初步设计方案。本文使用西安交通大学研发的快中子反应堆中子学计算分析软件包SARAX进行堆芯中子输运、燃耗、反应性系数和动力学参数等中子学计算分析。为了满足紧凑型、轻量化的特点,选择了高富集度的燃料;为了展平功率,选用了两种富集度的燃料组件。采用一组控制棒组件和一组停堆棒组件控制反应性,控制棒选用对快区和热区中子具有良好吸收能力的B_4C作为中子吸收体,在紧急停堆棒中增加了高密度中子吸收体材料钨,以实现堆芯的反应性控制以及紧急停堆需求。对堆芯中子学参数的计算结果分析表明:堆芯能满足6EFPY的寿期长度的要求,在整个寿期内k_(eff)下降0.014 4,波动较小;在寿期内实现了锕系元素的减少和~(239)Pu的明显增加。在整个循环内,冷却剂密度系数、冷却剂空泡价值和膨胀系数等重要反应性反馈系数均为负;设计的控制棒以及安全棒组件能够提供足够的控制价值;在整个寿期内,堆芯满功率运行时,最高包壳表面温度、最高燃料中心温度、线功率密度等参数没有超过限值,并留有充足的设计裕量。表明本初步设计在整个寿期内的主要中子学参数满足安全要求。