零功率反应堆研究进展与展望

零功率反应堆是开展反应堆物理研究重要的基础性实验平台,其结构简单,灵活可变,堆芯活性区能够针对特定的研究对象进行调整,以验证核设计软件与核数据库的准确性,获得堆芯物理重要参数实验数据,检验反应堆测量控制设备的有效性。本文简要描述零功率反应堆的特征与用途,回顾国内外研发历程,并介绍当前研究进展以及对未来的展望。

硝酸浓度对临界安全的影响研究

在核燃料溶解过程中,通常使用硝酸对核燃料进行溶解。针对核燃料溶解过程中的临界安全问题,在中试厂核临界安全实验装置上开展了硝酸浓度影响效应临界实验,在保持核燃料溶液浓度不变的情况下改变硝酸浓度,完成临界实验。获取了核燃料溶解过程酸度影响效应临界实验数据,通过3种临界方法得到的实验数据相对误差平均值为0.068%。同时使用蒙特卡罗程序进行了模拟计算,临界实验测量结果与理论计算值的相对偏差平均值为0.39%。研究结果表明,随着硝酸浓度的减小,系统的反应性逐渐增大,因此燃料溶解过程中需考虑由于硝酸浓度变化引起的反应性变化情况,其对乏燃料溶解过程的临界安全具有较大影响,需引起高度重视。

铀溶液多体系统核临界安全实验不确定度分析与基准化

为研究铀溶液多体系统的核临界安全特性,中国原子能科学研究院利用铀溶液核临界安全实验装置开展了两个系列的双平板式多体系统核临界安全实验,并完成了所有实验数据的不确定度分析和基准化。铀溶液多体系统由正对的两个相同尺寸的平板容器组成,平板容器之间的距离和隔离体能够改变,开展了距离效应和屏蔽效应共24个临界实验。根据国际核临界安全基准实验手册(ICSBEP)提出的不确定度分析方法进行了实验的不确定度分析,最大的总不确定度为200 pcm。建立了全部实验的详细基准模型,对两套蒙特卡罗软件与核截面数据库的组合计算特定系统k_(eff)的适用性进行了评价。两套组合的计算值与基准值的最大计算偏差分别为309.0 pcm和252.0 pcm,确认这两套组合均可用于相关系统的临界安全设计或安全分析。

中子相互作用对多体系统核临界安全的影响与评估方法研究

中子相互作用,即中子在两个或两个以上裂变系统之间的交换,使多体系统的核临界安全问题变得非常复杂。针对核燃料循环领域不断涌现的多体具体场景,提出了一种保守、便捷、适用性较好的评估多体系统核临界安全(反应性变化)的方法。基于立体角法建立了距离因素与反应性变化之间的定量关系;通过反照率来评估单体之间、单体与屏蔽体之间的中子散射贡献;通过容器壁效应函数考虑容器壁材料与厚度的影响。利用中国原子能科学研究院的临界装置,通过临界实验对本方法进行了验证。本方法在评估距离效应实验时,与实验结果最大偏差不超过0.12Δk/k,评估屏蔽效应实验时,与实验结果最大偏差不超过0.035Δk/k,对比结果能够证明本方法的可行性与安全性。

加速器驱动的次临界铀溶液同位素生产堆概念设计

加速器驱动的次临界铀溶液系统作为新型同位素生产技术,具有固有安全性高、同位素比活度高及提取工艺简单等优势。本文从次临界系统的基础理论出发,确定了堆芯设计原则,针对加速器中子源和燃料选型进行说明,利用蒙特卡罗程序完成了次临界堆芯的概念设计并给出了一系列设计参数,此外,对堆芯长寿期燃耗特性和^(99)Mo产能进行了计算分析。结果表明,该方案^(99)Mo的年产能可达20 kCi(1 Ci=3.7×10^(10)Bq)以上,考虑运输过程中衰变损失,保守估计可满足全国1/3的临床需求,对后续掌握^(99)Mo生产技术并实现工程应用具有重要的现实意义。

小型铅冷快堆堆芯物理计算软件的开发与临界实验验证

在铅冷快堆(LFR)型号研发中,准确高效的堆芯物理计算是堆芯核设计的基础。针对小型LFR特殊的能谱与材料环境,首先利用蒙特卡罗开源软件OpenMC实现栅元与组件的蒙特卡罗均匀化。基于有限体积法的开源软件OpenFOAM开发了中子扩散求解器DESOF,通过Python形成完整的堆芯物理计算软件MCDESOF。利用超级均匀化方法实现了组件的等效均匀化,通过4种典型的LFR燃料组件模型对MCDESOF进行了数值验证。开展了LFR临界实验,将MCDESOF计算结果与测量结果进行对比,临界附近的反应性偏差小于100 pcm,安全棒价值偏差小于200 pcm,计算准确度达到与蒙特卡罗全堆建模计算的水平,所需的计算时间小于蒙特卡罗全堆建模计算时间的25%。

田湾核电站乏燃料水池采用燃耗信任制的计算研究

以田湾核电站(TNPS)2×5排列的贮存格架构成的乏燃料水池为例,研究采用燃耗信任制技术的密集贮存和临界安全问题。采用MONK9A程序计算分析不同富集度、不同燃耗的乏燃料装载情况下系统的keff。根据系统keff随不同初始富集度燃料的燃耗变化情况给出了水池的参考装载曲线。采用燃耗信任制技术的密集贮存方案能提高贮存能力31%。

乏燃料废包壳残留物质核素分析计算

为分析计算乏燃料废包壳残留物质的核素含量,以M310型核电机组及燃料组件为分析对象,建立了乏燃料废包壳残留物质核素含量分层计算模型,用SCALE程序计算分析了^(244)Cm含量、总Pu含量及^(244)Cm/Pu比等主要参数随燃耗及冷却时间的变化。计算结果表明,^(244)Cm含量、总Pu含量及^(244)Cm/Pu比随燃耗及冷却时间的变化均可用三阶多项式拟合。本文工作为废包壳残留物质非破坏性测量方法研究提供了数据支持。

粗网差分加速的节块法的改进

改进了粗网差分加速的节块法的算法,在解两节块问题时,将所解的矩阵方程退化为4阶方程;给出了节块左右两界面的净中子流差值的公式,在已知初始节块的中子流的条件下,利用此公式可直接计算各节块界面的中子流。改进的算法提高了节块法计算的速度。

启明星Ⅱ号双堆芯零功率装置

启明星Ⅱ号是针对我国新型先进核能系统基础性研发及工程化设计验证而研制的双堆芯零功率装置。启明星Ⅱ号拥有两个堆芯,水堆堆芯侧重于开展热中子能谱环境下的原理性验证实验研究,铅堆堆芯侧重于重金属冷却的快中子反应堆及加速器驱动的次临界系统(ADS)等先进核能系统的中子物理特性实验研究。启明星Ⅱ号通过一套仪控系统实现了两个堆芯的集成化控制和测量数据采集,每个堆芯均配备了多套非能动安全停堆系统,固有安全性强。在启明星Ⅱ号上获取了多种堆芯的基准性临界实验数据,可为我国轻水堆的技术创新、重金属冷却反应堆工程化设计及新型核能系统的集成研发提供支持。

百万千瓦级环形MOX燃料堆芯设计

对环形UO2燃料及环形MOX燃料组件参数的计算方法进行了研究。设计了包含193盒环形UO2和MOX燃料组件的混合型长周期(18个月)堆芯方案。对设计的堆芯的重要物理参数进行了分析,并对各循环进行了燃耗计算。结果表明,装载约30%MOX组件的堆芯可在百万千瓦功率下实现长周期换料。堆芯从初装载可安全过渡到平衡循环,各循环的重要物理参数均满足设计要求,说明设计的堆芯及燃料管理方案是安全可行的。

基于CMS程序包的环形燃料堆芯物理计算分析

为研究在大型商用压水堆中采用环形燃料元件的可能性,需分析环形燃料的堆芯物理性能。本文研究了CASMO5程序计算环形燃料组件物理参数出现偏差的原因及其处理方法,分析了4组环形燃料先导组件加入秦山二期核电站平衡循环堆芯之后的堆芯物理参数。计算结果表明,装载的环形燃料先导组件对堆芯物理性能影响较小,基于CMS程序包开展环形燃料堆芯物理性能分析计算是可行的。

启明星Ⅱ号零功率装置铅堆堆芯首次物理启动

启明星Ⅱ号铅堆堆芯的首次物理启动旨在完成国内首座铅冷快堆零功率装置的装料与达临界,掌握堆芯安全特性。考虑铅堆堆芯使用两种燃料元件,临界元件数量较大,不同区域的中子能谱与燃料元件价值差异大的特点,首次物理启动对启动中子源与中子计数探测器进行了选取与验证,评价了模拟元件对中子的散射与吸收的影响,制定了分区外推的装料方案。按照装料方案,铅堆堆芯完成了装料,安全实现了首次临界,测量了模拟元件、燃料元件、安全棒和调节棒反应性。本文工作为后续实验运行提供了重要的实验参数与临界装载方案。

乏燃料棒中关键核素径向分布特点及对废包壳测量准确度影响

废包壳是水法乏燃料后处理工艺首端高放固态废物的主要来源,通常采用非破坏性测量方法进行整体测量并分析其中残余的U、Pu等感兴趣关键核素的量,传统方法中多引用组件的平均燃耗作为分析计算的输入参数。但根据反应堆运行经验,乏燃料组件和乏燃料棒中燃烧生成的核素及残余U的浓度呈非均匀空间分布状态,这一特性增大了废包壳非破坏性测量分析结果的不确定度。本文采用模拟计算的方法重建乏燃料棒中感兴趣关键核素的径向分布特征,数据表明废包壳中感兴趣核素的质量浓度比与采用燃料棒平均燃耗计算的结果相差可达100%,由此建立了采用非均匀分布特性修正废包壳中感兴趣核素浓度测量分析方法。

APA-H程序应用于田湾核电站1号机组堆芯物理参数计算验证

为验证APA-H(ALPHA-H/PHOENIX-H/ANC-H)程序系统应用于田湾核电站1号机组(VVER1000)堆芯物理参数计算的可行性,针对田湾核电站1号机组第6~9燃料循环的燃料管理开展计算研究。对临界硼酸浓度、组件相对功率分布以及启动物理试验进行模拟计算,并与试验测量数据进行比对。结果表明,计算值与试验测量数据符合良好,满足验收准则。APA-H程序系统可用于田湾核电站1号机组的堆芯物理参数计算。

田湾核电站乏燃料干式贮存临界安全计算研究

以CASTOR 1000/19干式贮存容器装载田湾核电站六角形乏燃料组件为例,研究六角形乏燃料干式贮存的临界安全问题。基于新燃料假设,应用MONK9A程序对贮存容器满装载乏燃料进行不同工况下keff的计算。计算结果表明:正常工况下,keff远小于临界安全限值,是临界安全的;事故工况下,当235 U富集度大于3.15%时,系统存在临界安全风险,须减少乏燃料装载量来确保临界安全。考虑燃耗信任制后,采用相同的模型计算得出贮存容器满装载的参考装载曲线,按此曲线要求装载能确保所有工况下的系统临界安全。采用燃耗信任制技术提高了贮存容器的利用率。该研究可为田湾核电站采用乏燃料干式贮存方案提供依据。

梅钢250 t转炉碳氧积变化规律研究

为保证与提升梅钢复吹转炉终点控制效果,在统计分析梅钢转炉炉役期碳氧积控制现状的基础上,研究弱搅工艺下碳氧积的主要影响因素。结果表明:梅钢4^#和5^#250 t转炉的炉龄分别为8859和7974炉,炉役碳氧积稳定在21×10^-4~26×10^-4,平均分别为23.1×10^-4和24.0×10^-4,转炉底吹控制良好,基本解决了底吹效果随炉龄增加而逐步恶化的问题;转炉终点温度、底吹孔堵塞数量和拉碳枪位对碳氧积的影响显著,随转炉终点温度的升高,碳氧积先增加后保持不变,温度每升高10℃,碳氧积增加0.6×10^-4~0.8×10^-4,当温度高于1660℃时,碳氧积稳定为约25×10^-4;随底吹孔堵塞数的增加碳氧积逐步升高,当底吹孔堵塞数≥6个时,每堵塞2个底吹孔碳氧积增加3.5×10^-4~5.0×10^-4;当底吹孔堵塞数≤4个时,随底吹孔堵塞数的增加碳氧积变化平缓,为21×10^-4~22×10^-4;转炉拉碳枪位为1.6~1.7 m,拉碳时间40 s以上,有利于碳氧积和渣中全铁含量的降低。

百万千瓦环形燃料堆芯方案初步设计

应用CASMO5/SIMULATE5程序包对环形燃料组件元件栅距、235U富集度和可燃毒物进行了研究。在此基础上进行了百万千瓦环形燃料堆芯方案初步设计。分别给出了72盒和81盒换料新组件平衡循环的堆芯设计方案,计算了堆芯主要物理参数。结果表明,81盒换料新组件方案循环长度、卸料燃耗、焓升因子、热点因子、慢化剂温度系数、停堆裕量均满足设计目标和准则。

压水堆核电站实心燃料堆芯向环形燃料堆芯过渡方案研究

为深入研究环形燃料和实心燃料混合装载的问题,论证在大型商用压水堆核电站应用环形燃料可行性,采用堆芯燃料管理程序包CMS对秦山二期2号机组堆芯开展堆芯燃料管理计算,设计一个由秦山二期2号机组实心燃料堆芯逐步向全堆芯装载环形燃料过渡的堆芯换料方案,计算分析各循环的循环长度、焓升因子、热点因子和慢化剂温度系数等堆芯物理参数,计算结果表明各循环堆芯物理参数均满足设计要求,可见压水堆核电站实心燃料堆芯是可以过渡到环形燃料堆芯。

核燃料循环系统临界事故源项计算程序GETAC-2.0开发

针对核燃料循环系统中不同物理形态的核燃料,建立相应的中子动力学—热工水力耦合模型,开发了用于固体、溶液、粉末、核燃料系统临界事故源项计算的程序GETAC-2.0.利用国际上公开的基准实验数据对程序进行了验证,程序对功率(裂变率)峰值的计算结果与基准实验数据的相对误差在12%以内,验证了GETAC-2.0程序的准确性.