237Np替换可燃毒物对压水堆BEAVRS模型安全性的影响

次锕系元素是压水堆乏燃料放射性的重要来源之一,237Np在乏燃料次锕系元素中质量占比为50%左右。BEAVRS模型是麻省理工学院计算反应堆物理小组2013年基于商用压水堆建立的全堆芯高精度模型,具有丰富的堆芯细节和实测数据。本文基于BEAVRS模型引入了三种方案,用237NpO2部分替换原堆芯可燃毒物B2O3,使用MCNP5模拟计算得出:同等体积下使用237NpO2替换可燃毒物B2O3均会使堆芯有效增殖因数减小,随着替换质量的增加,减小的趋势趋缓。三种方案对堆芯燃料温度系数几乎没有影响,但会使慢化剂温度系数绝对值增大,有利于堆芯安全性。

压水堆环境下惰性基质燃料物理参数研究

为研究惰性基质燃料(IMF)在压水堆(PWR)中应用的可行性,计算比较了PuO2+ZrO2+MgO和PuO2+ThO2 2种典型IMF的栅格无限增殖系数kinf、燃料温度系数Dc和慢化剂温度系数MTC随燃料中PuO2体积分数的变化规律,得到满足Dc、MTC为负的要求下IMF成分的初步可行区间。

基于SIMULATE3程序对压水堆钍-钚燃料反馈性能及钚焚烧效率研究

采用类似于大亚湾900MW压水堆的堆芯模型,使用燃料组件计算程序CASMO4E和反应堆稳态分析程序SIMULATE3分别对铀燃料组件、铀钚燃料组件或钍钚燃料组件组成的堆芯的中子学特性进行了研究,分析了组件的燃耗深度、堆芯的平均燃耗、燃料温度系数与燃耗的关系.结果表明,钍钚燃料组件和铀燃料组件组成的堆芯中子特性相似,同时钍钚燃料用于焚烧武器级钚时,具有更高的焚烧效率.

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。