基于热管冷却反应堆堆芯有效增殖系数的敏感性分析

核数据作为反应堆计算的输入参数,其敏感性对堆芯物理计算至关重要。基于美国橡树岭实验室开发的反应堆蒙特卡洛中子输运程序MCNP6.1,以美国爱荷华国家实验室(INL)设计的热管冷却反应堆INL Design A为研究对象,调用美国的ENDF/B-Ⅷ.0评价核数据库,对堆芯处于热态(1000 K)零功率且控制棒均未插入工况时的堆芯有效增殖系数进行敏感性分析。计算结果表明:有效增殖系数对235U的平均裂变中子数产额、裂变反应截面敏感性系数分别高达0.88702、0.52898;高能区的235U的平均裂变中子数产额和裂变反应截面,238U平均裂变中子数和裂变截面,^(16)O、^(27)Al和^(56)Fe弹性散射截面,中能区的^(238)U(n,γ)反应截面,^(16)O、^(27)Al和^(56)Fe弹性散射截面具有较大的敏感性,在反应堆物理计算过程中应重点关注。

快堆有效增殖因子的灵敏度分析

采用一级微扰理论研究了有效增殖因子Keff随截面变化的灵敏度 ,以GODIVA和ZPR 6/7两个快中子基准装置为例 ,计算了它们的Keff相对于 ν值、裂变截面和俘获截面的灵敏度函数 .经对计算结果分析和与FORSS计算结果的比较 ,表明计算正确反映了问题的物理意义 ,结果可靠 。

氟锂铍熔盐热中子散射效应对熔盐堆中子学性能的影响

氟锂铍(FLiBe)熔盐作为液态熔盐堆的冷却剂和载体盐,具有一定的慢化性能,其热中子散射数据影响熔盐堆的中子学性能,进而影响熔盐堆物理设计和安全运行。基于通用蒙特卡罗粒子输运程序分析了液态FLiBe熔盐的热中子散射数据对65 MW熔盐堆堆芯中子能谱、不同能谱下有效增殖因数k_(eff)、核素反应率、温度反应性系数等中子学性能的影响。研究结果表明:考虑FLiBe熔盐热散射效应,堆芯中子能谱变硬,导致~(235)U裂变反应率和k_(eff)变小,燃料的温度反应性系数中多普勒系数减小0.28×10~(-5) K~(-1),而密度反应性系数几乎无变化。当堆芯由热谱转变为相对较快的中子能谱时,FLiBe熔盐热散射效应导致~(235)U裂变率减少的变化量降低,k_(eff)的下降幅度从9.2×10~(-4)变为2×10~(-4)。因此,熔盐堆堆芯物理计算需开展FLiBe熔盐的热中子散射数据影响的量化。

控制黑棒和灰棒对AP1000反应堆K_(eff)值影响的M-C模拟

采用正在三门建造的AP1000核电厂堆芯参数,使用MCNP5程序建立AP1000堆芯数学模型。考虑了燃料棒、黑棒与灰棒7种不同排布方式,分3种情况通过调节黑棒和灰棒在堆芯中的深度来研究有效增值因数Keff值的变化情况。模拟结果表明:随着黑棒和灰棒在反应堆堆芯中的插入,Keff值在1.44—1.22之间变化。为了验证其合理性,并用1 000×10-6(ppm)的硼酸溶液进行了化学补偿模拟试验,计算得Keff值在1.17—1.07之间,基本能够满足降低过剩反应性的要求。

MCMG程序用于多群截面检验的可行性研究

以三维多群蒙特卡罗输运程序MCMG模拟计算了5个一维快临界基准实验装置和1个三维快临界基准装置的有效增殖因数和注量谱或泄漏谱,并与确定论多群离散纵坐标程序ANISN和连续截面蒙特卡罗程序MCNP的计算结果进行对比分析。结果表明,MCMG计算结果与ANISN结果有较好的符合,并接近MCNP计算结果,初步验证了MCMG应用于多群截面检验的可行性。

铍反射层临界基准实验分析

作为重要的核材料,铍的中子核反应数据的可靠性对核工程有重要的意义.临界积分实验是检验核数据可靠性乃至指明核数据改进方向的基本手段.两个系列的铍金属反射层临界积分实验HMF058和HMF066,在铍的中子核数据检验中给出了明显矛盾的结论,使得这些积分实验无法评价核数据的品质,更不能指出明确的数据改进方向.本文提出利用相似性理论分析临界积分实验自洽性的方法,主要采用基于灵敏度系数的相似性指标,对两系列实验进行相似度分析.分析结果显示,对于两系列中高度相似的实验,积分量模拟结果与实验值的偏差存在显著的差异.数值模拟与理论分析都表明,无法通过改进核数据来同时改进HMF058和HMF066的模拟计算与实验的符合.据此,推论HMF058和(或)HMF066基准临界积分实验的测量或评价可能存在系统性的疏失,有必要对实验进行细致的再评价,或开展可靠的新积分实验以排除不可靠的实验,避免误导核数据的检验.

基于启明星Ⅱ号的铅基堆核数据宏观检验

为提高铅基堆中子学模拟的可靠性,基于启明星Ⅱ号铅基零功率反应堆,开展铅基堆相关核数据的入堆宏观基准检验研究。采用周期法测量堆芯反应性,进而获得有效增殖因数k_(eff)为1.00114±0.00007。采用MCNP程序对铅基堆进行精细化建模,结合不同数据库内的中子评价核数据,计算实验燃料棒装载下的铅基堆芯的k_(eff)。比较结果可知,4种截面库计算的铅基堆k_(eff)模拟结果与实验结果吻合较好,最大相对偏差小于1%,其中,ENDF/B-Ⅶ.1库的模拟结果与实验结果吻合最好,相对偏差和绝对偏差分别为0.25%和251 pcm。通过计算关键材料元素核数据引起k_(eff)的变化量,可知铅元素核数据引起的堆芯k_(eff)结果的波动量最大,在CENDL-3.1和JENDL-4.0中的铅元素引起k_(eff)的波动值分别为219 pcm和166 pcm。

聚变驱动次临界堆热中子上散射截面数据库开发及初步应用

为了提高水冷慢化聚变驱动次临界堆包层中子学分析的精度,在FDS团队自主研发的HENDL3.0/FG(Hybrid Evaluated Nuclear Data Library/Fine Group)细群核数据库基础上,本文采用国际通用应用核数据库加工程序NJOY,设计研发出考虑热中子上散射效应的截面核数据库。利用国际临界安全基准评价实验手册的例题对核数据库的精度进行了测试与校核,验证了数据的可靠性与正确性。同时,采用聚变驱动次临界的聚变裂变混合发电堆(FDS-EM)水冷慢化包层模型对核数据库进行了综合测试与分析,分别从理论及计算分析的角度预测与验证了热中子上散射效应对系统的有效增殖因数、氚增殖率、中子通量密度等参数的影响。

压水堆燃料棒尺寸及其富集度对k值影响的MCNP模拟

文章以大亚湾核电站压水堆核电机组为原型,根据程序要求建立起燃料棒的几何与核物理模型,进行MCNP程序模拟计算,并不断调整模型以减小计算方差,得到两组不同D与ε下的keff值并分别作图。实验结果表明:D与keff为类抛物线函数关系,ε与keff为对数函数关系。

铅冷快堆温度及燃料棒尺寸对k值影响的蒙特卡洛模拟

以国际研究焦点,欧洲先进示范铅冷快堆ALFRED(European advanced demonstration lead cooled fast reactor)为模型,采用纯铅作为冷却剂,在ALFRED堆芯设计参数的基础上构建全堆芯中子运输模型,进行蒙特卡洛模拟计算。在不考虑可燃毒物与控制棒的前提下,研究反应堆冷却剂温度及燃料棒尺寸变化对反应堆有效增殖因数k值的影响,得到不同燃料棒尺寸与不同反应堆冷却剂温度下的k值并分别作图,模拟实验结果表明:随着燃料棒棒径的增加,k值变化曲线斜率先增加后逐步减小;随着反应堆温度的升高,k值逐渐下降,结果与实际值较符合。

基于改进BP神经网络实现后处理非均一工况的临界参数预测

作为后处理厂的关键工艺设备,萃取柱、贮槽经常出现溶液浓度波动工况(即非均一工况),而对其进行临界安全分析时,技术人员假定浓度扩大若干倍来进行保守分析——这虽满足保守性要求,但引入了过多的临界裕量,限制了后处理工艺的处理效率和能力。为解决这些问题,本研究基于改进BP神经网络方法,利用大型蒙特卡罗程序MCNP,针对典型设备结构尺寸完成了随机浓度分布的梯度建模,实现了基于浓度分布预测有效增殖因子(k_(eff))的临界安全分析方法。数据测试结果表明,以本研究方法计算非均一工况k_(eff)的结果平均误差为1.82×10^(−4),损失函数均方差收敛值为3.34×10^(−6),远小于未改进的模型(2.4450×10^(−4))。同时与保守方法对比,本研究方法引入的临界裕量为–1.31×10^(−3),远小于传统方法(0.32951)。结果证明本研究方法在满足保守性的前提条件下,计算结果更精准、更有效,为后处理临界安全分析提供了方法参考。

任意温度下H_2O中H中子热散射律数据研制

轻水反应堆堆芯模拟计算需在较宽的温度范围内进行,热中子能区(4eV以下)H_2O中H的热散射律数据对计算有很重要的影响。目前主流基础评价核数据库中,H_2O中H的热散射律数据均在有限的几个温度点上给出,因此计算只能在这些温度下精确进行。为提高轻水反应堆模拟计算的可靠性,基于IKE热中子散射模型,给出了293.6~1000 K范围内任意温度下H_2O中H的热散射律数据的计算方法,并制作了系列H_2O中H的温度间隔为10 K的热散射律数据。利用制作的热散射数据和MC输运计算程序,模拟分析HMF004基准实验和VENUS3轻水反应堆在不同慢化剂温度下的有效增殖因数(keff)。计算结果符合物理规律,验证了H_2O中H的热散射数据的制作是正确的。

铅冷行波堆反应性变化规律及其影响因素研究

铅冷行波堆具有安全性好、倒换料周期长、铀资源利用率高等突出优势,是先进核能系统的重点发展方向之一,实现反应性微小变化是铅冷行波堆堆芯方案设计的关键技术问题。本文以热功率700 MW、采用金属燃料的铅冷行波堆物理方案为研究对象,重点研究了堆芯点火区及增殖区设计参数变化对有效增殖因子(k_(eff))的影响,分析了全寿期堆芯反应性的变化趋势。数值结果表明:点火区设计参数显著影响堆芯初始k_(eff),点火区的易裂变核素装量越大,初始k_(eff)越大,通过调整点火区在堆芯轴向位置及其燃料富集度可有效降低反应性变化幅度;堆芯装载的可转换核素与易裂变核素之比越高,增殖产生的^(239)Pu越多,整体增殖性能越好;增殖区越长,平衡态持续时间越长,堆芯寿期越长。本文研究结论可为铅冷行波堆堆芯物理方案设计及关键参数选择提供重要理论依据。