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%。

液态金属冷却快堆堆芯物理分析软件LoongSARAX的验证与确认

NECP-SARAX是西安交通大学核工程计算物理实验室自主开发的先进反应堆中子学分析计算系统。在此基础上,西安交通大学针对液态金属冷却快堆的堆芯物理工程设计与安全审评,定制开发了LoongSARAX。为了实现LoongSARAX的工程应用,规范性、系统性的验证与确认是该过程的重要一环。为此,本文针对LoongSARAX验证与确认研究,在搜集整理国际上关于液态金属冷却快堆物理计算基准题的基础上,建立了其验证与确认矩阵,并将程序分成不同模块,分别进行了模块验证、子系统验证和系统确认,范围涵盖冷却剂为钠和铅的快堆,如JOYO、ZPPR17A等。程序验证与确认表明LoongSARAX程序对于液态金属冷却快堆具有较高的计算精度,同时针对中国实验快堆(CEFR)开展了不确定度量化研究。结果表明,在99%置信度下,有效增殖因数计算结果的不确定度有90%的概率落在[-389 pcm,300 pcm]以内。

熔盐实验堆堆芯物理参数研究

熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)采用熔融的氟化盐混合物作为燃料,由于核燃料的特殊性,MSR在中子物理学方面与传统固体燃料反应堆有着较大区别。本文基于蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code),以美国橡树岭国家实验室(Oak Ridge National Laboratory,ORNL)熔盐堆实验(Molten-Salt Reactor Experiment,MSRE)为参考反应堆,系统研究了堆芯尺寸、燃料盐体积比、燃料盐重金属摩尔比、燃料盐渗透等物理参数对堆芯物理特性参数的影响。结果表明:随着堆芯尺寸增加,堆芯临界装载量有最小值;随着燃料盐体积比增加,燃料盐回路系统中重金属临界装载量先减少后增加,燃料温度系数的绝对值同样先减小后增加;燃料盐浸渗对堆芯反应性的影响,与燃料盐体积比增加对堆芯反应性产生的影响一致。本研究为2 MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1)设计提供理论参考。

SNRE堆芯物理计算分析

采用蒙特卡罗方法的MCNP程序对小型核火箭发动机(SNRE)的堆芯建立了5个不同精细程度的计算模型,并对其有效增殖因子、转鼓价值和功率分布进行了计算。模型分析结果表明:元件均匀化处理可以满足一般的反应性计算,而要得到元件内部功率分布则必须采用精细描述元件的模型。参数计算结果表明:SNRE堆芯基本物理特性合理,转鼓控制价值足够,功率分布均匀合理,满足设计要求。

固态钍基熔盐堆堆芯物理参数计算

针对中国科学院设计的2 MW固态钍基熔盐堆(TMSR-SF)堆芯,采用蒙特卡罗程序MCNP精确描述堆芯TRISO包覆燃料颗粒、燃料球排布,建立了包含燃料元件、熔盐冷却剂、石墨反射层、中心石墨通道、控制棒及反射层通道的三维全堆芯模型,计算了TMSR-SF初始有效增殖因数、中子能谱、功率分布、控制系统价值、停堆裕量、反应性系数、中子动力学参数等堆芯物理参数,为TMSR-SF的物理优化及热工安全分析提供必要的参数。

压水堆中使用均匀混合型铀-钍燃料(UO_2+ThO_2)的堆芯物理特性研究

１引言随着核能的迅速发展，唯一天然存在的可分裂同位素Ｕ－２３５正在现有的核电站中大量地消耗，而自然界中铀的储量又十分有限，故从长远观点看，必将对作为潜在核能源的钍－２３２尽早加以利用。通过对均匀混合型（ＵＯ２＋ＴｈＯ２）燃料组件，使用在压水堆堆芯中的...

核动力装置热工水力运行分析程序中的堆芯物理模型

提出了一套用于微机版船用核动力装置热工水力运行分析程序的堆芯物理模型 ,该模型既能较逼真地描述实际的物理过程 。

船用反应堆堆芯物理计算软件包的研制

基于船用反应堆结构特点与运行方式 ,通过对核电站大型机版堆芯物理计算软件的移植与修改 ,研制了微机版船用反应堆堆芯物理计算软件包 .

核电厂堆芯物理试验功率亏损和功率系数项目的探讨

核电厂首次临界和后续燃料循环都需要进行一系列的试验,其中包括堆芯物理试验,目的是验证堆芯设计计算的正确性。国内压水堆核电厂物理试验由于堆型差异,存在多种堆芯物理试验管理文件。目前,国家核安全局(NNSA)的审评参照法国体系,将堆芯物理试验的文件(堆芯物理试验监督要求GORX)作为最终安全分析报告(FSAR)技术规格书的一部分。其中,关于堆芯物理试验中功率亏损和功率系数项目,是否需要包括在该文件中,目前有一些争议,本文将从技术角度以及国内外法规标准体系探讨该试验项目的必要性,另外对其测量方法进行讨论。

包壳材料对SCMR堆芯物理参数的影响研究

建立混合能谱超临界水冷堆(SCMR:Super-Critical Water-cooled Mixed-Reactor)堆芯物理模型;计算了不同包壳材料时,堆芯有效增殖系数、剩余反应性、缓发中子有效份额和空泡反应性等堆芯参数,并对计算结果进行了分析比较.结果表明:从反应堆物理设计的角度考虑T-91钢作为包壳材料,具有较好的物理响应特性,为混合能谱超临界水冷堆的设计提供了理论基础.

CARR用U-Mo合金燃料的堆芯物理方案研究

U-Mo合金燃料具有铀密度高、辐照稳定性好和后处理简单等优点,是未来研究堆燃料的理想选择。在保持中国先进研究堆(CARR)主体结构不变的基础上,使用合适的U-Mo合金燃料替换CARR现有燃料,进行堆芯方案初步研究。通过对中子注量率、循环长度等关键参数的对比分析,给出了较优的堆芯物理设计方案。该堆芯物理方案具有更好的设计参数,并可节省大量的燃料经费支出,提高了反应堆运营的经济性。

基于蒙特卡罗程序JMCT模拟计算堆芯物理基准题VERA

JMCT是基于蒙特卡罗方法的中子输运程序,具有几何建模精细、截面数据准确、物理过程真实等特点,计算结果具有更高的精度。通过开发临界硼浓度搜索、输运-热工-燃耗耦合功能模块,使JMCT具备了堆芯物理计算功能。本文利用JMCT程序对CASL项目提出的堆芯物理基准题库VERA进行模拟,获得了k_(eff)、控制棒价值、反应性系数等启动物理参数以及硼降曲线等堆芯运行参数。JMCT计算结果与蒙特卡罗程序KENO-Ⅵ以及MC21进行了对比,结果符合良好,证明了JMCT具有堆芯物理计算能力,并具有较高的精度。

中型模块化铅冷快堆M^2LFR-1000堆芯物理初步设计

铅冷快堆运行温度高、压力低,冷却剂化学惰性好并具有优良的热力学特性,在发电、嬗变等方面拥有不可替代的优势。基于此,中国科学技术大学提出了一种中型模块化铅冷快堆(M^2LFR-1000)方案,在SRAC/COREBN软件包提供堆芯不同燃耗深度下燃耗核素核子密度的基础上,采用蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)进行堆芯物理初步设计和燃耗分析。结果表明:M^2LFR-1000堆芯功率分布平坦,反应性控制系统合理,堆芯寿期达到设计要求,同时具有良好的固有安全性。此外,通过嬗变评估,表明M^2LFR-1000堆芯具有良好的次锕系核素嬗变性能。

基于蒙特卡罗方法的微型钠冷快堆堆芯物理设计计算

应用MCNP-4C程序为微型钠冷快堆(MFR)概念设计建立了精确的物理计算模型,并对其临界物理特性、中子注量率分布、功率分布和反应性控制进行详细计算。结果表明:MFR的基本物理特性满足堆芯物理设计要求和设计目标,堆芯功率密度和中子注量率分布均匀合理;控制系统能实现安全有效的反应性平衡,满足反应堆长期运行的需要。

基于ADI的一种堆芯物理实时仿真算法

针对传统的交替方向隐式(ADI)方法求解中子扩散方程,在仿真中难以满足实时性要求这一问题,提出了以组件为单位划分网格以保证计算速度,并通过对ADI方法进行调整,引入调整因子使扩散方程强制守恒。为了验证该方法的可行性,以秦山二期核电厂为对象建立了仿真模型,结果表明,调整后的ADI方法能够满足计算精度和速度要求,可以用于反应堆堆芯物理实时仿真。本文结合在线校正技术对仿真结果进行在线校正,实现了在线仿真。

NGFM程序对堆芯物理在线仿真结果的校验

将格林函数节块程序NGFM/TNGFM移植到windows系统下运行。对二维、三维基准题进行了验算,并对秦山二期反应堆仿真结果进行了校验,验证了将该程序应用到反应堆物理在线仿真系统的可行性。

棱柱式超级安全气冷堆堆芯物理特性研究

棱柱式超级安全气冷堆是可作为可移动微型核电装置的先进堆型之一。为研究其堆芯物理特性,利用蒙特卡罗程序建立堆芯模型,设计出一种堆芯装载方案和反应性控制方案,研究了燃耗、功率分布、中子通量密度分布、中子能谱、温度负反馈等特性,并初步分析了氙震荡。研究结果表明,该堆芯可实现热功率5 MW、寿期3 a的设计;径向功率分布均匀,轴向功率分段呈凹曲线形式;中子通量密度水平较低;中子能谱受温度影响较大,受燃耗影响较小;温度系数受燃耗、温度影响显著,燃料、活性区石墨系数为负值,反射层石墨系数为小的正值,堆芯具备事故工况下仅依靠温度负反馈自动停堆的安全性。氙震荡幅度很小,满功率停堆的碘坑深度仅-110 pcm,堆芯稳定性好。

热电一体化微型空间堆堆芯物理方案设计

热电一体化微型空间堆将堆芯和斯特林热电转换单元集成布置于压力容器内,具有热电转换效率高、结构紧凑、功率密度高及安全性好等特点。本文采用蒙特卡罗程序MCNP对热电一体化微型空间堆进行精细建模,通过合理选取燃料种类、反射层尺寸及控制鼓参数,优化了堆芯物理方案,初步分析了堆芯的中子学特性。结果表明,优化后的热电一体化微型空间堆堆芯满足掉落事故临界安全、动态反应性及运行寿期要求,具有足够大的控制鼓价值及功率分布均匀合理等特点。

COSINE软件包堆芯物理分析程序CORE开发与初步测试验证

堆芯物理分析程序CORE是1个少群、一维、二维、三维稳态节块法程序,用于压水堆堆芯设计和分析。COSINE软件包是大型压水堆国家重大专项软件自主化课题中的一部分,CORE是COSINE软件包的1个子程序系统,CORE第1版采用节块展开法(NEM)进行二维、三维扩散计算,采用差分法进行一维扩散计算,截面处理采用插值表的方式,燃耗计算采用带预估修正的宏观燃耗计算方法,精细功率重构采用调制方法。目前CORE的核心模块已完成,并进行了初步测试验证,结果表明其扩散求解模块基本满足功能和精度要求。

COSINE堆芯物理程序核心计算模型验证

为支撑我国自主研发COSINE堆芯物理程序验证工作,本文采用IAEA PWR基准题对COSINE堆芯物理分析程序扩散计算和精细功率重构两类核心模型程序化的计算机程序正确性进行验证。验证结果表明:COSINE堆芯物理程序计算结果与基准题参考解吻合较好,计算机程序能够正确求解扩散计算模型与精细功率重构模型。