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。

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 .

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。

高功率研究堆低浓化物理特性研究

应用ＦＧ２ＤＢ两维两群扩散燃耗程序和带６９群中子截面库的ＣＥＬＬ栅元少群参数程序，对高功率研究堆低浓化堆芯进行了物理计算。ＬＥＵ燃料元件的铀密度为３．６－７．２ｇ／ｃｍ３，包壳厚度为０．３８－０．５６ｍｍ。结果表明：改变燃料芯体铀密度或厚度在物理上相当；各堆芯方案的控制棒价值等运行安全有关参数都可以接受。部分计算结果被拟合成线性或二次关系式以便于应用。给出了各堆芯的最小临界值、剩余反应性、运行寿期、快热中子通量和积分通量等物理参数。分析这些参数后指出：当Ｕ－２３５含量提高２０％或更多时，ＬＥＵ堆芯与ＨＥＵ堆芯的主要物理性能相近，这时快中子通量几乎不受影响，热中子通量的下降率近似正比于元件Ｕ－２３５含量增加率。但由于ＬＥＵ堆芯运行寿期的延长，对一般同位素生产与燃料元件辐照考验不会有明显影响。

内冷式气冷快堆模拟设计及其中子学参数理论计算

模拟设计了一种内冷式的气冷快堆,理论计算了堆芯的中子学主要参数。通过堆芯物理分析表明:选择合适的燃料富集度可以使堆芯处于临界运行;该堆的中子能谱符合快堆要求;中子通量和堆芯功率分布比较平坦;堆芯增殖比为1.019,可延长堆芯的寿期。内冷式气冷快堆从中子特性计算上满足了堆芯物理要求,可为今后气冷快堆的设计提供参考。

多用途热管堆原型样机概念设计及堆芯物理分析

为了验证多用途小型热管反应堆核动力技术的可行性,设计了一个多用途热管堆核电源系统一体化集成实验装置。该实验装置利用高温钾热管实现堆芯冷却及能量传输过程,利用斯特林热机及方钴矿热电片实现动态及静态热电转换过程,本文通过蒙特卡洛程序MCNP完成样机堆芯物理设计,为热管堆原型样机落成提供技术支持。验证结果表明:选用富集度为80%的UN燃料可以满足设计需求;堆芯中子呈快中子谱分布;当2个以上的B4C毒物朝向堆内,反应堆即可实现安全停堆;堆芯功率峰因子为1.37。该研究可为热管堆原型样机带核试验提供参考依据。

三维圆柱几何格林函数节块法

为快速准确地求解三维圆柱几何中子扩散方程 ,研制了第二类边界条件 3- D圆柱几何格林函数节块法。首先通过横向积分将 3- D中子扩散方程化为 3个互相耦合的一维偏通量方程。在 R向 ,其相应的格林函数方程的解由 Bessel函数表示。在 θ向 ,经过近似可将偏通量方程化为平板几何的形式。 3个方向的方程按照平面几何格林函数节块法的思路进行求解。对高温堆模型进行的基准校算表明 :该方法计算本征值和堆芯内通量均具有较高的精度 ,其计算速度也与一般粗网格方法相当 ,因此可成为三维圆柱几何堆芯物理计算的有效方法。