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%。

异构并行的高阶散射特征线方法及其在临界实验装置模拟中的应用

在临界实验装置的物理计算中,由于较厚水反射层的存在,中子各向异性散射会对计算结果有重要影响。基于P1各向异性散射特征线方法(MOC),开发了能够处理各向异性散射的特征线输运计算程序,并实现了高阶散射特征线输运计算的高性能异构并行。为确认程序对临界实验装置的物理计算精度,本文选取LCT011临界实验基准进行堆芯物理计算,并与蒙特卡罗程序进行对比验证。各向异性源使得计算量与内存消耗均有显著增加,给异构系统带来较大的显存负担,因此本文进而对高阶散射输运求解器进行性能分析。数值结果表明:在高阶散射计算条件下,程序可达到蒙特卡罗程序的同等精度,且具有较高的计算效率。

美成功实施第34次次临界实验

【美国国家核军工管理局网站2024年5月16日报道】2024年5月14日,内华达国家核安全场区(NNSS)在其位于地下近300米(1000英尺)深处的PULSE设施成功进行了一次次临界试验。

基于微扰理论与抽样方法的临界实验数据不确定度分析研究

基准化临界实验数据可为核数据的宏观检验、新型核能系统的设计方法验证以及核临界安全分析等提供基础数据支撑,不确定度分析是临界实验数据基准化评价中至关重要的一环。针对传统的基于测量不确定度表述导则(GUM)不确定度分析流程的“一次一变策略”进行临界实验数据不确定度分析方法存在的缺陷与不足,提出了基于微扰理论与抽样方法的不确定度分析方法。利用研制的拉丁超立方抽样程序及复杂建模程序对中子毒物效应净堆芯临界实验数据基准化的不确定度进行计算分析,大幅提高了不确定度分析的效率及其准确性。本文结果为后续批量临界实验数据的基准化以及多参数的不确定度分析提供了更加高效合理的分析手段。

钍——鈾栅零功率堆临界实验

本实验是在中国科学院上海原子核研究所的铀—水栅零功率实验装置上完成的。所用燃料组件是为秦山300MWe压水堆核电站零功率堆物理实验时所用的15×15核燃料组件。而钍元件是直径为φ8毫米的铝包壳四氟化钍(ThF_4)棒,可根据实验要求把铀和钍棒混列在一起,组合成五种不同水铀比(即2.051、2.225、2.490、2.827、3.080),以及中心一组钍元件条件下的外推临界和超临界周期内插,边界元件当量的实验测量工作。对实验结果进行了理论校算,取得了比较满意的结果。

铀棒栅临界实验装置水堆安全棒系统结构设计及实验验证

为满足核安全法规的要求和铀棒栅临界实验装置水堆紧急停堆的需要,设计了8根镉棒并排组成的安全棒,采用电磁铁断电以实现快速下落,达到紧急停堆的目的。经实验验证,该系统性能稳定可靠、重复性好,安全棒价值为1.125×10^(-2)Δk/k,快速下落时间为(0.363±0.002)s,满足核安全法规的要求,为铀棒栅临界实验装置水堆的安全运行提供了保障。

TPLIB－94库的临界实验检验

介绍了群常数库ＴＰＬＩＢ－９４的临界实验分析．ＴＰＬＩＢ－９４库是为轻水堆燃料组件计算程序包ＴＰＦＡＰ制作的，它基于ＪＥＮＤＬ－３．１评价核数据库。本文给出了５个热堆基准问题和一批压水堆零功率临界实验的计算结果．同实验结果的比较表明，利用该库，堆芯Ｋｅｆｆ的计算值与实验值的偏差小于０．４％，明显地小于利用旧库的相应偏差．

DF-VI快中子临界装置2号堆芯临界实验

DF-VI快中子临界装置在改造完成、堆芯发生了变化以后,进行了重新启动和一系列的实验测量。测量内容有:根据29次临界实验的数据对2号堆芯平均临界元件数和临界质量进行了计算;应用周期法和棒补偿法对控制棒价值进行了刻度;用逆动态反应性计对安全棒和安全块的价值进行了测量;对单根边缘元件价值和径向元件价值分布进行了测量。通过以上实验测量,确定了DF-VI快中子临界装置2号堆芯的主要安全运行参数。

启明星1#快热交界面能谱变化对外推临界实验结果影响分析

加速器驱动的次临界系统(ADS)基准装置启明星1#在外推临界实验过程中,快热交界面探测器计数率与其他位置探测器计数率存在较大异常。本工作对该实验装置外推临界实验开展数值模拟,并对快热交界面的中子能谱进行详细计算,根据计算结果对探测器在外推临界实验中的计数率异常现象进行分析。结果表明,快热交界面能谱随燃料装载量的变化是引起探测器计数率异常的主要因素,这为今后快热耦合次临界实验装置开展中子学实验研究提供了理论依据。

用HAMMER-JUR和EXT-2程序校核反应堆临界实验

用HAMMER-JUR和EXT-2程序校核了几种反应堆堆芯的临界实验。结果表明,理论计算值与实验测量直符合良好,且计算费用也在可接受的范围内。证明该二配套程序可用于反应堆设计计算。

临界实验中本底计数对倒数外推临界质量的影响

介绍了在硝酸铀溶液核临界安全实验装置上进行不同浓度铀溶液的临界实验时,用倒数外推方法确定硝酸铀酰的核临界质量的过程;着重论述了本底计数对倒数外推方法的影响。实验表明,溶液在不同液位下的本底计数是不一样的。在外推临界时,中子计数若不减本底则外推的临界质量将偏大,临界实验过程是危险的;若减恒定本底,则实验过程偏保守,增加了实验时间。应用本文介绍的本底扣除法将避免上述缺点。

临界实验装置水位外推达临界方法优化研究

带乏燃料的临界实验装置可用于开展乏燃料贮存相关的临界实验研究,考虑到其具有较高放射性,因此开展实验时最佳方法是水位外推达临界方法。目前该带乏燃料的临界实验装置尚未建成,遂使用与其堆芯结构、物理特性相似的铀棒栅轻水慢化临界实验装置开展水位外推达临界方法的模拟实验。在该实验中,由于水的屏蔽作用随水位上升不断加深导致无法得到正常的外推曲线。本文通过蒙特卡罗程序模拟外推过程,研究了中子源与探测器在不同的相对位置处中子计数率随水位变化的规律,给出了探测器与中子源的优化布置方案。此外,还提出一种以水位价值作为外推参数的外推方法,消除了水位高度外推时水位系数不均匀的影响,使得外推结果更准确。

美俄次临界实验综述

随着全面禁止核试验条约(CTBT)的签署,核武器的研制、认证、维护工作方法,开始从依靠全尺寸的地下核试验转向以科学为基础的武器维护与管理.在此情况下,次临界实验等应运而生.美、俄在此新战场开始了新一轮竞赛,至今在其核武器试验场至少分别进行了19次和17次次临界实验.本文详细介绍了美、俄次临界实验情况并进行了分析.

临界实验装置中子毒物系统初步设计研究

为解决钚溶液临界实验装置中子毒物系统初步方案设计中毒物棒布置灵活性和装置密封性的关键难题,本文基于磁吸控制方式,提出了磁吸式无接触布置中子毒物棒的临界实验装置初步设计方案,该方案能够在完全密封无接触的情况下,实现有棒、无棒、不同数量、不同材质、不同排列、不同高度的中子毒物棒布置方案,可以有效解决开展钚溶液带中子毒物棒的临界实验时的放射性气溶胶密封问题、变更中子毒物棒布置的精度不足等问题,相对于传统方法具有较大优势,为开展该类实验装置的详细设计提供了可行思路。

美国完成第27次次临界实验

【美国国家核军工管理局网站2012年12月6日报道】美国国家核军工管理局（NNSA）于2012年12月6日宣布，该局已于12月5日在内华达国家安全中心（NNSS）成功实施一次名为Pollux的次临界实验。此次实验是由内华达国家安全中心、洛斯·阿拉莫斯国家实验室（LANL）和桑迪亚国家实验室（SNL）的工作人员合作实施的。此次实验是美国迄今完成的第27次次临界实验，并使用了最近获得“研发100奖”（R＆D100Award）的新型诊断技术。美国上一次此类实验是于2011年2月2日进行的一次名为BaroloB的次临界实验。

俄罗斯准备重启“核乐高”临界实验设施

【俄罗斯卫星新闻网2018年5月14日报道】2018年5月14日,俄罗斯Leypunsky物理和动力工程研究所宣布,在经过现代化改造后,能够对快堆各种工况进行全规模模拟的全球最大临界实验设施——BFS正处于准备重启的冲刺阶段。该研究所的BFS-1和BFS-2临界实验设施主要用于开展快堆实验物理研究。该设施被物理学家们描述为＂核乐高＂（Nuclear Lego）.

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。

临界基准实验相似度和不相似度测度在应用中的比较

临界基准实验是核设计验证、临界安全评价、中子输运程序验证、核数据宏观检验的重要基础。在核设计验证等应用中,一般根据待验证对象的特点针对性地选择临界基准实验。随着灵敏度&不确定度分析方法的发展,可以根据灵敏度向量的相似程度选择适用于特定应用的临界基准实验。国际上提出了数个相似度&不相似度测度,但当前在具体应用中没有明确选择相似度或不相似度测度的标准。本文在假想算例中以及实际应用中比较这些相似度&不相似度测度的表现。结果表明:在选择相似度或不相似度测度时,对于不使用协方差矩阵作为权重的测度,推荐使用欧几里得距离;对于使用协方差矩阵作为权重的测度,推荐使用协方差矩阵作为权重的欧几里得距离。对于检验核数据引入的设计偏差等应用场景,建议使用以协方差矩阵作为权重的欧几里得距离测度临界实验之间的相似程度。