含MOX燃料堆芯中子学参数特性研究

反应性系数与反应堆的安全有着密切的关系。在反应堆正常运行工况及事故瞬态下,它起着反应性随外界条件和反应堆状态变化的动态反馈作用。由于电厂运行条件的变化,例如:反应堆功率、慢化剂温度、燃料芯块温度以及反应堆压力和慢化剂空泡份额等变化,反应性系数对这些变化产生反馈,改变中子的增殖系数Keff,使反应堆的反应性发生变化。在含MOX燃料堆芯中,由于能谱变硬,与全UO2堆芯相比,中子学参数发生变化,将给事故分析带来不同程度的影响。本文主要对含MOX燃料堆芯的慢化剂温度系数(MTC)、多普勒温度系数、停堆裕量、硼微分价值等中子学参数进行研究。研究各反应性系数在不同MOX装载份额的变化规律并分析其在MOX燃料和UO2燃料中的异同。

NECP-Atlas中共振弹性散射核处理模块的开发与验证

在多群截面和散射矩阵产生中考虑了靶核热运动以及共振弹性散射。首先,采用了任意勒让德阶数的各向异性共振弹性散射核公式,以计算准确的多普勒展宽能量转移核。使用了半解析积分方法来进行共振弹性散射核的计算。结合共振弹性散射核计算,提出了一种线性化方法来产生共振弹性散射核插值表。利用该插值表可精确插值共振弹性散射核以减少计算成本。其次,基于共振弹性散射核开发了慢化方程求解器从而代替传统的渐进散射核。该求解器可以正确地考虑中子上散射效应对于中子能谱的影响。在多群截面归并时使用更加精确的中子能谱,以此可以得到更加精确的多群截面。上述所有方法都已集成至核数据处理程序NECP-Atlas。数值结果表明,所提出的方法可以为下游计算提供准确的多群截面;相比于传统方法所产生的多群截面及散射矩阵,当上散射效应被考虑时,使用确定论程序所计算的燃料温度系数以及特征值有较大的变化。