MCBurn——MCNP和ORIGEN耦合程序系统

介绍了MCNP和ORIGEN耦合程序系统MCBurn的理论模型,选取了一个压水堆栅元燃耗计算基准问题(3种燃耗深度)对MCBurn进行验证。结果表明:MCBurn关于反应性和核素成分的计算结果与实验测量值和其它程序的结果符合良好,且MCBurn在某些计算结果、参数选择确定方式和程序自动执行等方面优于类似国外程序。

WIMS-AECL与MCNP和MCBurn程序比较研究

用WIMS-AECL程序和MCNP-4B及MCBurn程序对一系列基准例题和先进CANDU堆全铀、含钍组件进行临界和燃耗计算。WIMS-AECL采用ENDF/B-V和ENDF/B-VI库分别计算。结果表明:对于基准例题,WIMS-AECL采用B-V和B-VI库都能得到比较理想的结果,B-V更好些。对于先进CANDU堆全铀组件和钍基先进核能系统组件,WIMS-AECL采用B-V核数据库结果较好。

基于McBurn探讨ADS系统中锕系核素嬗变规律

随着我国核电站装机容量的增长,乏燃料中锕系核素和长寿命裂变核素的积累量也将快速增加。因此,分离和嬗变这些核素是不可避免的。ADS,即加速器驱动次临界系统,被业界认为是嬗变核废料的最强有力工具。在以蒙特卡罗均匀化物理分析方法的基础上,应用Mc Burn和MCNP5建立堆芯模型,通过大量的实验计算得出,镎、镅、锔3种主要锕系核素随燃耗的嬗变规律,为以后的研究提供参考。

一种钍基长寿命反应堆堆芯的物理设计

长寿命反应堆的设计要求主要是高燃耗深度和满功率自然循环能力,既要提高堆芯的转换比以获得最小的反应性随燃耗变动,又要充分考虑热工方面自然循环的要求,在一般基于铀钚燃料的长寿命反应堆设计中很难做到两全齐美。本文提出了一种基于乏燃料钚-钍燃料、铅铋合金冷却剂的长寿命堆设计方案,充分利用钍铀燃料在快中子条件下优越的核性能,完成了详细的概念设计并使用MCBurn程序分析其各项属性。

小型长寿命核能系统燃料物理性能的研究

本文在简要说明世界上小型长寿命核能系统研究现状的基础上,提出了使用钍-铀燃料和铅-铋冷却剂构造小型长寿命堆芯的设想,并为此进行了一系列燃料物理性能的研究。对于长寿命核能系统的堆芯物理设计,使反应性随燃耗变动最小非常重要,同时应该尽可能地提高堆芯的燃耗以满足长寿命运行的需求。本文使用MCNP和MCBurn程序详细计算分析了使用不同的初始驱动燃料、不同栅格、燃料成分和类型、富集度条件下,燃料栅元的燃耗反应性变化等性能,并对其进行了能谱、转换比、富集度变化等方面的分析,经过对比初步确定了使用钍-铀燃料构造长寿命堆芯的物理条件,并以此为起点构造出一个堆芯,计算给出了反应性空泡系数等安全参数。

乏燃料包装容器组件浸水事故临界安全计算

本文研究了乏燃料包装容器组件在地下水浸入事故中的临界安全问题。首先应用MCNP和ORIGEN的耦合软件MCBURN软件计算压水堆乏燃料组件的材料组成,再利用ORIGEN2.0软件计算了100000年范围内,乏燃料组件中各类锕系核素及其子体随时间的衰变情况,最后将计算结果导入MCNP5程序中,计算包装容器组件有效增殖系数Keff随地下水浸入量的变化情况。通过此次研究,可以得出装包装容器组件在浸入水的事故条件下最大Keff=0.9027,满足临界安全准则。

钍铀燃料快谱系统中Pa^(233)的特性

镤(Pa233)是钍铀燃料转换链中的重要核素,有着较长的半衰期(27.4 d)和较大的中子吸收截面,对于Th232到U233的转换率、钍铀燃料堆芯的运行都有着重大影响。在已有的使用钍燃料的热堆设计中,普遍对Pa233的这一特性作出了反应堆运行上的调整。该文利用基于Monte-Carlo方法的MCBurn程序系统,研究了Pa233核素在快中子能谱条件下的表现和对反应堆物理性能的影响,得到了Pa233核素在快谱和热谱下的不同性能对比,说明了Pa233对燃料转换比、反应堆开堆和停堆后反应性变化的重要影响,为钍基快堆及长寿命堆的设计提供了参考依据。