基于空间核反应堆事故工况下的仿真研究

随着我国航天事业的发展,空间核反应堆电源因其功率密度大、寿命长、环境适应性强、工作性能稳定等特点,已成为未来空间探索的理想动力能源。为了研究空间核反应堆在正常运行工况和掉落事故工况下的安全性,基于中子输运计算程序Open MC对空间核反应堆开展临界仿真研究,得到正常工况下堆芯反应性、控制鼓价值以及燃耗计算等一系列重要参数。同时模拟分析了空间核反应堆在水淹和沙埋2种事故工况下的堆芯反应性和中子能谱。结果表明,空间核反应堆在保持控制鼓功能正常的掉落事故工况下仍然有3000pcm左右的负反应性以防止反应堆达到临界状态,保证了空间核反应堆在此事故工况下的安全性,表明此堆芯的设计是安全可靠的。空间核反应堆仿真研究对我国未来空间核反应堆实际应用具有一定的指导意义。计算结果为空间核反应堆的安全分析和事故分析提供了重要的参考数据。

不同评价核数据库对堆芯物理计算结果有效增殖系数的影响与分析

核数据的准确性影响反应堆安全,在反应堆堆芯物理计算过程中具有重要意义。为了研究不同核数据库对临界计算结果有效增殖系数的影响,基于核数据处理程序NJOY21对国际上最新的5个评价核数据库ENDF/B-Ⅷ.0、JENDL5、JEFF3.3、BROND3.1、CENDL3.2进行制作,选取专门用于核数据检验的119道临界基准模型,利用MCNP6.1开展临界计算。通过统计分析不同核数据库计算结果与基准实验结果的偏差与基准实验不确定性的比值及其三个特征量来判断核数据库对临界计算的影响。结果表明:采用ENDF/B-VIII.0核数据库的临界计算结果准确性更高,其中BROND3.1和CENDL3.2核数据库在临界计算过程中出现了较大误差,通过数据分析发现其主要原因是BROND3.1和CENDL3.2核数据库缺乏热中子散射截面数据S(α,β)。将ENDF/B-VIII.0核数据库中的热中子散射截面数据S(α,β)导入BROND3.1、CENDL3.2核数据库中进行临界模拟,计算结果发生了明显改善。因此,建议在今后的核数据评价工作中尽快完善热中子散射截面数据S(α,β),以提高核数据库在反应堆物理计算过程中的准确性。

不同热管工质对热管冷却反应堆堆芯物理参数的影响与分析

热管冷却反应堆采用非能动传热技术,热响应速度快,可避免堆芯单点失效,具有功率密度大、寿命长、环境适应性强、工作性能稳定等特点,是目前空间核反应堆研究的热点。基于清华大学开发的反应堆蒙特卡洛中子输运程序RMC(reactor Monte Carlo code),以美国爱荷华国家实验室(Idaho National Laboratory,INL)设计的热管冷却反应堆INL Design A为研究对象,选取3种热管工质开展热管冷却反应堆堆芯物理计算。计算结果表明:锂热管工质不仅拥有很好的热物性参数,并且使用锂热管工质的热管冷却反应堆缓发中子有效份额最大、中子能谱较硬、燃耗反应性损失最小、增殖性能最佳,有利于热管冷却反应堆堆芯小型化与长寿命。因此,推荐锂为热管冷却反应堆的热管工质。

BEAVRS堆芯k_(eff)的敏感性与不确定性分析

核数据不确定性分析影响着反应堆安全,在反应堆堆芯物理计算过程中具有重要意义。利用SCALE6.1程序包中KENO模块建立反应堆模拟评估和验证基准BEAVRS(Benchmark for Evaluation and Validation of Reactor Simulations)第一循环热态零功率堆芯物理模型,采用TSUNAMI-3D模块开展k_(eff)的敏感性与不确定性分析,分析了不同燃料富集度、不同温度对k_(eff)敏感性与不确定性的影响。结果表明:核数据不确定性导致BEAVRS模型的k_(eff)总的不确定性为0.5016%;^(235)U的平均裂变中子数敏感性导致k_(eff)的敏感性系数最大(0.92658);对k_(eff)不确定性贡献最大的是238U(n,γ)反应截面,为0.29814%;在燃料富集度降低、温度上升时,238U(n,γ)反应截面不确定性会导致k_(eff)的不确定性增大。因此,在开展反应堆堆芯物理计算过程中,应重点关注238U(n,γ)反应截面信息。

不同类型核燃料对热管冷却反应堆燃耗性能的影响

热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念,具有功率密度高、结构紧凑、固有安全性高等特点,在深空探索、深海勘探、偏远地区等场景中具有广阔的应用前景。核燃料作为热管冷却反应堆的重要组成部分,不同类型核燃料在堆芯燃耗分析时会呈现不同的中子学性能。基于美国爱达荷国家实验室(INL)提出的热管冷却反应堆INL Design A,利用清华大学蒙特卡罗中子输运程序RMC(Reactor Monte Carlo code)建立堆芯物理模型,选取UO_(2),(U_(0.9)Pu_(0.1))O_(2),U-10Zr,U-8Pu-10Zr,UN,UC这6种核燃料开展燃耗计算,分析了不同核燃料、不同功率水平对热管冷却反应堆堆芯燃耗性能的影响。计算结果表明:在堆芯燃耗深度相同情况下(20.8 GW·d·t^(−1)),装载U-8Pu-10Zr燃料的堆芯所需^(235)U富集度最低(9.8%),具有较好的U-Pu增殖性能。堆芯功率处于5 MW的热管冷却反应堆,燃料中^(241)Pu的存在不仅没起到增大堆芯燃耗深度的作用,反而导致堆芯剩余反应性和堆芯寿期末次锕系核素(MAs)的产量增大,影响反应堆的安全性与经济性。因此,对于装载含有Pu燃料的小功率长寿期热管冷却反应堆,需重点关注^(241)Pu对堆芯燃耗性能的影响。

AP1000堆芯物理计算中核数据对k_(eff)的敏感性与不确定性分析

核数据作为反应堆计算的输入参数,其不确定性对堆芯物理计算至关重要。以第3代先进压水堆AP1000首循环零功率堆芯为研究对象,采用SCALE6.1程序建立堆芯物理模型,分别计算了反应堆冷态和热态工况下,5种典型硼浓度的堆芯有效增殖因子k_(eff),并与AP1000设计文件基准值进行比对,误差在50 pcm以内,验证了模型准确性。随后开展核数据对k_(eff)的敏感性和不确定性分析,结果表明,低能区中^(235)U的平均裂变中子产额、^(10)B的(n,α)反应截面、共振区中^(1)H的弹性散射截面、快中子区中^(238)U的裂变截面具有较大的敏感性与不确定性,在反应堆物理计算工程中应重点关注。

基于BEAVRS基准例题的OpenMC程序建模及计算验证

为丰富我国核反应堆物理中子输运计算手段,对开源蒙特卡罗程序OpenMC进行验证性研究。基于ENDF/B-VII.1核数据库,选取反应堆模拟评价和验证基准(BEAVRS)例题,使用OpenMC程序对BEAVRS压水堆进行全堆芯建模和计算研究。结果表明:5种临界状态下OpenMC程序的临界本征值计算结果最大误差为127 pcm;控制棒价值计算误差在-95~41 pcm之间;U-235相对裂变率计算结果最大相对误差在B13组件为-13.6%。同时,将OpenMC程序计算结果与实测数据及同类软件模拟结果进行比较,结果表明OpenMC程序计算结果与实际情况吻合良好且基本优于同类软件计算结果。因此,开源蒙卡程序OpenMC具有较高的准确性和可靠性,可广泛用于压水堆核电站堆芯模拟研究计算。

老骥伏枥志千里——记北京工商大学张以宽教授

张以宽先生，北京工商大学著名教授。1929年3月生于天津市，1952年7月毕业于南开大学贸易系，毕业后分配到华北行政委员会贸易局财务处，专门从事审计工作。1955年9月，调到原商业部财务会计局会计制度处从事会计制度设计工作。

功能化三维石墨烯复合气凝胶对U(Ⅵ)的吸附行为

核工业循环链中产生的大量含铀废水会对人类健康及生态环境造成损害,因此高效处理含铀废水是保障核工业可持续发展及人类生态安全的重要一环。以氧化石墨烯为前驱体自组装合成了聚乙烯亚胺(PEI)功能化的复合气凝胶(MGO/PEI),并用于去除水溶液中的U(Ⅵ)。通过探究不同PEI投放量、稳定性、pH值、时间、U(Ⅵ)浓度及温度对U(Ⅵ)的去除影响。结果表明:在298 K、pH=6时,最大吸附量为1027.01 mg·g^(-1),符合准二级动力学模型和Langmuir等温吸附模型。热力学常数表明MGO/PEI对U(Ⅵ)的吸附是一个自发吸热的过程。XPS分析表明去除机制主要是由于氨基及含氧官能团与U(VI)的表面络合。