基于微扰的蒙特卡罗反应堆临界搜索研究

临界搜索在反应堆物理分析,特别是燃耗分析、长时间尺度物理分析等方面,有着重要的作用。随着计算机技术的不断发展,蒙特卡罗临界搜索已逐渐成为重要的临界搜索方法。传统蒙特卡罗临界搜索方法需多次临界计算过程,时间消耗大,而且易被蒙特卡罗结果涨落所影响。为了克服传统方法的不足,基于蒙特卡罗微扰计算,提出了一种新的蒙特卡罗临界搜索方法。该方法仅需对初始系统进行1次临界计算,利用临界计算结果及微扰计算结果,对有效增殖因子变化曲线进行估计,并以此为基础得到临界搜索的结果。计算结果表明,该方法可有效、准确地对临界搜索问题进行计算,并有效地克服了传统方法的不足。

MCNP在计算温度对反应堆临界系数K_(eff)值影响中的应用

堆芯内温度变化时,中子能谱、微观截面等都将相应地发生变化。所以与反应性有关的许多参数,如热中子利用系数、逃脱共振俘获概率等都是温度的函数。因而,当反应堆中各种成分的温度变化时,将引起反应堆临界系数的变化。本文利用蒙特卡罗方法的MCNP程序,从压水堆的压力容器,燃料组件和控制棒驱动组件等元件出发建模,对温度改变之于反应堆剩余反应性影响做了相应研究。模拟结果表明:随着温度的升高,反应堆剩余反应性逐渐减。并且得到结果与实际值较符合。

超临界二氧化碳冷却反应堆空泡反应性研究

由于二氧化碳本身的慢化能力较弱,因此超临界二氧化碳冷却反应堆通常具有较硬的能谱,在冷却剂丧失事故发生时容易出现由正反应性反馈引入的安全问题。本文针对超临界二氧化碳反应堆的能谱特点,提出了描述其中子循环过程的三因子公式,并将冷却剂丧失对反应性的影响拆分为能谱项和泄漏项,作为进一步研究的理论依据。基于蒙特卡罗模拟方法,对美国麻省理工大学提出的超临界二氧化碳冷却反应堆堆设计方案进行了建模计算和验证,分析了径向反射层、添加慢化材料的影响。研究结果表明:超临界二氧化碳反应堆的设计需要注重能谱的软化与合理的堆芯几何设计,通过分区设置慢化材料的方案可以展平通量、软化能谱,同时降低冷却剂丧失事故引入的反应性;以超临界二氧化碳作为反射层材料,可以通过增大冷却剂丧失事故时的泄漏率在保证中子经济性的同时实现较低的空泡反应性;在进行超临界二氧化碳反应堆设计时,需综合考虑空泡反应性随燃耗的变化,并可以通过优化燃料核素组成来降低空泡反应性。

基于IQS/MC方法的ADS次临界反应堆中子时空动力学模拟分析

采用改进准静态近似与蒙特卡罗中子输运程序相结合(IQS/MC)的方法实现了加速器驱动的次临界系统(ADS)中子时空动力学模拟计算。以加速器驱动嬗变研究装置的靶堆耦合参考方案物理模型为例,通过对束流瞬变引入和燃料组件提升两种工况进行动态模拟,计算得到了堆芯总的相对功率、分能群相对中子注量率及相对功率三维网格分布随时间的变化。将IQS/MC方法计算结果与点堆计算结果进行了对比分析,模拟结果符合物理规律,两种方法对比结果与国外相关文献一致,表明IQS/MC方法适用于ADS次临界反应堆中子时空动力学过程的瞬态安全分析。

ADS启明星1#次临界反应堆缓发中子有效份额的测量

本文提出了利用改进的源倍增法测量次临界系统的绝对反应性与跳源法测量的相对反应性相比获得缓发中子有效份额βeff的方法。用改进的源倍增法测量了ADS启明星1#次临界反应堆某次临界状态下的绝对反应性为-2.235×10-3。在相同的次临界状态下,用跳源法测量了以βeff为单位的反应性ρ/βeff为-0.291 5$,二者相比得到ADS启明星1#次临界反应堆的缓发中子有效份额为0.007 667。利用MCNP建模计算的结果为0.007 783,两者在2%内符合。

用于ADS次临界反应堆Keff测量微电流放大器的设计

设计了一种基于噪声分析方法,利用反应堆堆芯中子涨落特性测量加速器驱动洁净核能系统(Acceleratordrivensystem,ADS)次临界反应堆动态参数的微电流放大器,并且根据需要设计了微电流源,运用Protel实时电路仿真工具对放大器进行仿真调试,使其达到设计要求。

ADS次临界反应堆的点堆中子动力学方程

加速器驱动的次临界系统(ADS)中的次临界反应堆与临界反应堆相比,中子注量率的空间分布具有严重的不均匀性,同时中子平均能量较高且中子能量变化复杂,中子价值变化大,因而传统的点堆动力学方程不能较为真实地模拟ADS次临界反应堆。本文从含多群中子多组缓发中子先驱核的动力学方程出发,给出其共轭方程。然后利用稳态扩散方程及其共轭方程的共轭关系,推导得出含有归一化功率的动力学方程表达式。进而定义多个特征算子,导出了含有源中子价值的点堆中子动力学方程,并对几种简单情况进行了初步验证,为进一步分析ADS次临界反应堆的动态过程奠定了基础。

超临界水冷反应堆内带定位格架的类三角形堆芯通道流动传热特性研究

采用结构化多面体网格和商用CFD软件对反应堆堆芯棒径D=8 mm,栅距比P/D=1.4超临界水冷反应堆内带定位格架类三角形堆芯通道内超临界水流动与传热特性进行研究。研究结果表明:采用SSG湍流模型计算得出的内壁温度与实验数据吻合良好。定位格架会导致工质产生扰动,阻流片型定位格架比标准型定位格架对流体扰动影响大。定位格架可强化堆芯通道内超临界水传热,阻流片型定位格架末端强化换热能力要优于标准型定位格架。

加速器驱动次临界反应堆一回路系统稳态计算分析

依据建立的加速器驱动次临界反应堆一回路系统稳态特性研究模型,编制用于计算次临界反应堆的稳态计算程序。选取CLEARIB为研究对象,计算额定功率下CLEAR-IB一回路系统的温度,并将结果与设计值进行比较,结果相一致验证了程序的可靠性,对CLEARIB的动态分析具有重要的意义。

我国掌握“次临界刻棒技术”

近日,中国核工业集团有限公司海南核电与中国核动力研究设计院(以下简称核动力院)联合研发的“次临界刻棒技术”国内首次工程应用圆满完成。这标志着我国成功掌握“次临界刻棒技术”,并成功实现工程应用。其规避了机组大修启动物理试验的非计划停堆风险,同时节约了大修关键路径时间,具有广阔的推广前景。如果把反应堆看作一台高速行驶的列车,那控制棒就是控制列车行进速度的刹车,每次停堆换料启动前,开展控制棒控制能力的验证,精确的校准“刹车”能力,是保证反应堆安全运行的基础。传统的控制棒价值测量方法,需要在反应堆临界后开展,即在已经行驶的列车上验证刹车功能,有意外“停车”的风险,而次临界刻棒,则通过对反应堆内空间效应的模拟在“停车”状态下验证控制棒的功能,具有安全高效的特点。

中国加速器驱动嬗变研究装置次临界反应堆概念设计

根据中国加速器驱动嬗变研究装置(CiADS)的建设要求,完成了CiADS中次临界反应堆的概念设计。次临界反应堆为液态铅铋冷却快中子反应堆,采用半池式-半回路式的布置方式,通过主容器的中心管实现了与散裂靶在结构上的耦合。燃料组件及换料方式采用相对成熟的技术方案,设置了铅铋主冷却剂辅助系统,通过多种专设安全设施来保证反应堆的安全。CiADS次临界反应堆充分考虑了堆靶耦合界面的可实现性,利用了液态铅铋冷却剂良好的传热性,结合了池式堆冷却剂自然循环的特性及回路式堆冷却剂装量少的特性,具有良好的可行性、安全性、布置灵活性和技术扩展性。

三束流驱动ADS次临界反应堆堆芯初步设计

在"启明星-1"实验装置的设计基础上,设计了三束流驱动ADS次临界反应堆堆芯的布置方案,计算并比较了三束流驱动和单束流驱动ADS次临界堆内径向与轴向中子通量密度分布.结果表明,三束流驱动ADS的次临界反应堆的布置方案通过调整源点位置能降低堆内轴向功率形状因子,能够有效的展平堆内功率径向分布.

ADS次临界反应堆的中子共轭方程

与临界反应堆相比,ADS次临界反应堆的外源中子和裂变中子的空间分布具有严重的不均匀性,对应的中子价值也不同。本工作对次临界反应堆的稳态输运方程作分群扩散近似,得到了多群方程,进一步推导出按堆芯功率归一化的中子共轭方程表达式和与功率相关的中子价值函数表达式,给出了次临界反应堆中子价值的物理意义。由稳态中子共轭方程组出发,给出了两种带外加中子源的次临界反应堆增殖因数的表达式。

加速器驱动次临界产氚反应堆ADS-T中子学初步设计与分析

本文针对兼顾嬗变和产氚的铅合金冷却加速器驱动次临界反应堆ADS-T(ADS-Tritium),采用自主研发的大型集成多功能中子学计算与分析软件系统VisualBUS4.2和混合评价核数据库HENDL3.0,对散裂中子能量、产氚材料中6 Li丰度、结构钢材料、初始keff、中子能谱以及产氚组件摆放方式等产氚条件进行了敏感性分析。最后本文给出了年产氚千克级的ADS-T中子学初步方案,提供了一种有吸引力的氚生产途径。

超临界水反应堆(SCWR)的冷却剂化学调控与pH值在线测量

在核电站运行中,冷却剂的化学调控与在线测量是运行控制的关键。对新一代的超临界水反应堆,冷却剂的调控方法与pH值在线测量技术正处于研发阶段。综述了SCWR运行中冷却剂化学调控方法与进展,以及SCWR中冷却剂pH值的在线测量方法与进展,并对调控与在线测量的实际应用进行了展望。

CLEAR-IB反应堆一回路系统稳态分析

CLEAR-IB是由中国科学院核能安全研究所设计的加速器驱动次临界反应堆。该系统可以有效处理乏燃料,实现核废料最少化。本文依据热平衡原理建立一个简化的次临界堆一回路系统稳态模型,采用数值求解的方式求解模型方程组,并利用FORTRAN语言编制计算程序。依据文献中提供的CLEARIB次临界堆概念设计参数,开展稳态额定工况下一回路温度参数计算,将计算值与其设计值比较。研究结果表明系统内堆芯及热交换器的稳态温度偏差均不超过±2℃,处于工程设计中温度允许偏差范围±3℃内,验证了程序的可靠性,为下一步开展CLEAR-IB一回路的瞬态研究奠定了基础。

我国先进铅基反应堆液态重金属热工实验获进展

中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所顺利开展了铅铋反应堆模拟燃料组件流动与传热特性测试工作,获得了热工水力学重要数据,标志着多功能铅铋堆技术综合实验回路——KY LIN-II第一阶段实验研究完成,基本掌握了高温高密度液态重金属介质的循环驱动、高功率反应堆模拟燃料组件传热与子通道探测,以及多介质耦合换热等多项铅基反应堆热工水力学关键技术，在热工水力学方面为“未来先进核裂变能——ADS嬗变系统”战略性先导科技专项中次临界反应堆项目的顺利实施奠定了坚实的基础。

垂直管内超临界水传热实验研究

在宽广的实验范围内对直径10mm垂直管内超临界水在不同工况下的传热特性进行了实验研究,分析了热流密度、质量流速及压力变化对内壁面温度及传热系数的影响规律。实验参数为:压力23、25、26MPa,质量流速450～1 200kg/(m2.s),热流密度200～1 200kW/m2。实验结果表明:随主流温度的升高,壁面温度逐渐上升,在拟临界点附近由于物性剧变存在传热强化现象;热流密度的增加以及质量流速的减小均会削弱传热强化现象,并导致传热恶化;压力的影响主要体现在传热恶化、强化的起始热流密度和起始主流温度的不同。

带交混翼矩形流道内超临界流动传热CFD研究

针对超临界水堆使用的棒束,取1根加热棒为中心的矩形区域作为研究对象,采用CFD中CFX10作为数值计算方法,研究了25 MPa超临界压力下,有无交混翼时流体的流动和传热特点。计算结果表明:交混翼可增加流道内温度分布的均匀性,同时具有强化传热作用。

加速器驱动次临界系统装置部件用材发展战略研究

加速器驱动次临界系统(ADS)由强流高能离子加速器、高功率散裂靶和次临界反应堆三大分系统组成。作为未来先进核裂变能——加速器驱动先进核能系统(ADANES)的重要组成部分,ADS装置的研发对推动我国能源革命、促进能源转型以及刺激核能行业创新发展具有重大作用。本文以ADANES研发为背景,阐述了ADS装置的研发现状、可能的发展趋势以及ADS部件对材料的需求,重点探讨了ADS装置中高功率散裂靶和次临界反应堆部件用关键材料的研发进展与存在问题,面临的发展机遇和挑战;最后提出了几点发展对策,力求助力我国ADS装置的建设与先进核裂变能技术创新,推动未来先进核裂变能的安全高效和可持续发展。