cosSOURCE软件与ORIGEN程序燃耗计算功能对比分析

堆芯积存量是核电厂设计中最基础的辐射源之一,它在确保反应堆安全运行、预防潜在风险、确保辐射防护和废物管理的合规性等多个方面都非常关键。本文以第三代压水堆的工程例题为基准,针对核电厂设计中常被关注的几组核素,将国家电投集团科学技术研究院有限公司研发的cosSOURCE软件的中子活化及燃耗分析模块与工程上常用的ORIGEN程序计算结果进行了对比分析,对比结果显示两者计算结果符合性较好。

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。

基于MCNP和ORIGEN2耦合程序的IHNI-1型堆裂变产物中毒及燃耗分析

为了准确地计算反应堆的裂变产物中毒和燃耗问题,开发了一套蒙特卡罗方法程序系统。利用通用的燃耗计算方法,基于MCNP和ORIGEN2,编写了相关的数据转换、截面修正、数据接口程序,实现了MCNP和ORIGEN2程序的耦合。采用堆芯精细结构划分,对医院中子照射器Ⅰ型堆裂变产物中毒和燃耗进行了计算分析。

基于ORIGEN2的西安脉冲堆堆芯核素存量自动跟踪程序

针对反应堆事故源项研究中功率运行史统计繁冗的难题,以西安脉冲堆为对象,建立了脉冲堆功率参数计算数学模型,开发了基于ORIGEN2程序的堆芯核素存量自动跟踪功能示范程序ORBITER,并进行了验证。结果表明,堆芯核素存量跟踪迭代算法技术路径是可行,计算精度可接受。在基准算例66.5 MW·d/t U的燃耗深度下,与ORIGEN2传统算法比较,三个典型核素中^(85)Kr偏差最大,其值为2.00%,偏差主要来自于算法对辐照/衰变过程的微分化处理。堆芯核素存量跟踪迭代算法借助计算机自动化技术自动跟踪反应堆功率运行史,实时输出堆芯内核素存量,不仅显著降低了人工统计所需的时间和体力成本,也大幅提高了源项数据获取时效性。

基于MCNP和ORIGEN的熔盐快堆燃耗分析计算

熔盐堆是6种第4代先进核能系统中唯一使用液态燃料设计的反应堆型,其堆芯一回路中循环流动的熔盐既是燃料,也是冷却剂。这一特征在省去燃料元件加工制造步骤的同时,也使得熔盐堆能进行在线处理和在线添料的操作。因此,传统固态反应堆燃耗分析程序不再适用于熔盐堆。本文以熔盐快堆(MSFR)为分析对象,基于物理分析程序MCORE(MCNP+ORIGEN),将上述熔盐堆特点考虑进去,开发出能进行熔盐堆燃耗分析的MCORE-MS。初步分析表明,233 U-started模式下,熔盐在线处理可有效降低堆芯熔盐中裂变产物的含量,提高中子经济性。MSFR运行过程中能够一直保持负的温度反应性系数。

基于MCNP-ORIGEN2耦合程序的小型行波堆堆芯概念设计

研究设计了基于中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)的小型"行波"概念堆。采用中子输运程序MCNP和点燃耗程序ORIGEN2的耦合程序进行堆芯设计,重点研究了不同点火组件的富集度和不同布料方案对小型堆的物理参数的影响,设计堆芯寿期为30 a,并给出相应的倒料方案。不同点火组件富集度对比结果表明,小堆需要选取合适的富集度,富集度太低无法维持临界,而太高会影响堆芯增殖效应;而低泄漏和棋盘式布料两种方式对比结果表明,后者的增殖组件增殖效应明显高于前者。最终确定倒料周期为8 a,倒料三次,堆芯实现较长寿期,且整个寿期内反应性变化小,各组件燃耗深度相对均匀,组件平均卸料燃耗深度约为238 MWD/kg HM。

用于ORIGEN-S程序计算结果的数据处理优化研究

作为ORIGEN-2程序的升级版,ORIGEN-S程序被广泛应用于反应堆点燃耗与放射性衰变的计算。ORIGEN-S运算效率高,但运算结果的数据处理却较为繁琐,有用数据的提取与结果的整合均需要大量的人工操作。针对这一不足,开发了基于MATLAB平台的ORIGEN-S输出文件的数据处理优化程序—OSDO。计算结果表明,在相同的计算环境下,使用OSDO进行数据处理的时间仅为传统处理数据所需时间的1/70,此外,本文的研究成果也可以扩展到其他以文本文件为输出文件的程序数据处理当中。

基于MCNP5和ORIGEN2.1程序的停堆剂量程序开发与初步验证

为了准确分析核设施停机后周围空间的三维辐射剂量场分布情况,基于严格两步法(rigorous two step method,R2S)停堆剂量计算的方法,开发了基于蒙特卡罗输运计算程序MCNP5和燃耗计算程序ORGEN2.1耦合的三维停堆剂量计算程序MOCA,实现了中子输运计算、材料活化计算和光子剂量计算的自动耦合,并通过中子辐照例题与SuperMC程序进行对比验证,结果表明MOCA的计算结果与SuperMC计算的结果吻合较好,可以为核设施的运维检修以及退役的剂量率空间分布提供参考数据。

Application of Origen2.1 in the decay photon spectrum calculation of spallation products

Origen2.1 is a widely used computer code for calculating the burnup, decay, and processing of radioactive materials. However, the nuclide library of Origen2.1 is used for existing reactors like pressurized water reactors. To calculate the photon spectrum released by the decay of spallation products, we have made specific libraries for the ADS tungsten spallation target, based on the results given by the FLUKA Monte Carlo code. All the data used to make the Origen2.1 libraries are obtained from Nuclear structure ＆ decay Data （NuDat2.6）. The accumulated activity of spallation products and the contribution of nuclides to photon emission are given in this paper.

基于不同数据库的反应堆堆芯源项计算分析

堆芯内的核燃料在裂变过程中产生大量的放射性物质,ORIGEN-S可以采用多种数据库计算堆芯内放射性物质的积累和衰变,如Card-image数据库、二进制数据库以及ORIGEN-ARP通过插值产生的ORIGEN-S截面数据库。详细介绍了各数据库的基本情况,并采用Card-image数据库和ORIGENARP数据库,对比计算了反应堆堆芯放射性核素的活度,分析了典型核素的放射性活度随燃耗的变化。计算结果表明:不同数据库对各种核素的放射性活度计算产生了不同的影响,与Card-image库相比,采用ARP插值生成的数据库计算的小部分核素放射性活度偏大,而核素134 Cs、136 Cs放射性活度小15%左右。随着燃耗的加深,ORIGEN-S采用不同数据库计算的核素放射性活度差值逐渐增大,但核素放射性活度的比值随燃耗的增大呈现不同的变化规律。

混合能源堆包层中子学初步概念设计

提出了以天然铀或压水堆乏燃料的锆合金为燃料、轻水冷却、后处理铀钚不分离、具有良好防核扩散性能的能源堆概念。利用MCNP程序与ORIGENS程序相耦合的方法设计了包层中子学初步方案,给出了初步换料方案。能源堆对聚变堆芯参数的要求不高于国际热核聚变实验堆(ITER),可以实现利用^(238)U的目的。

输运与燃耗耦合程序MCORGS的开发

开发了一套MCNP与ORIGENS耦合的接口程序MCORGS。其在绝对通量计算与截面更新的处理上都比MCCOOR程序严格,且可以处理外源问题、快中子谱问题,对复杂几何问题适应性好;整套程序(MCNP、ORIGENS、MCORGS)均用Visual FORTRAN开发,可在WindowsXP操作系统上运行。接口程序自动化程度较高,用户输入简单。2个VVER带可燃毒物Gd的组件燃耗基准题计算结果表明,MCORGS的精度和速度都优于MCCOOR;通过计算加速器驱动的次临界系统(ADS)燃耗基准题,验证了MCORGS程序处理外源及快中子谱问题的能力。

作为融贯性原理的最佳证据原则

最佳证据原理是对证据规则进行系统化整合的一种理论尝试,它在证据法学研究史上经历了盛衰转变。考察最佳证据原理的学说史,可以为中国证据规则的体系化提供有益参考。吉尔伯特最早系统阐述了最佳证据“规则”,后经格林列夫等追随者而进一步发展。塞耶的批评使该理论走向衰落;到了威格摩尔时代即证据规则法典化前夕,它退缩到文书原件规则这一狭窄角落。20世纪末南斯为最佳证据“原则”辩护,使其在当代证据法学研究中再次受到重视。但现代证据法具有多元的价值基础,为其提供单一的实质性统括原则是不可能的。因此,最佳证据原则应当作为证据法的一项原则性规范,而非刚性的证据规则或者单一化的统括性原理,并发挥生成证据规则和指导司法裁量的功能。

热管式锂冷空间快堆中子学计算分析

采用MCNP程序对锂冷热管式锂冷空间快堆建立中子学计算模型,对其中子通量密度和功率分布、有效增殖因子等进行了计算,采用分区燃料布置,得到满足长寿命运行要求的分区装载方案,利用ORIGEN2程序进行燃耗校核,计算了转鼓的价值和转鼓转角随运行时间的变化情况。模型分析结果表明:分区装料后的堆芯满足临界安全设计和不均匀系数要求;堆芯的过剩反应性足够7年不换料满功率运行;意外发射失败掉入湿沙或海水中,由于有谱移吸收体铼,堆芯仍然保持足够的次临界度;转鼓的价值可以保证堆芯在整个寿期内安全的停堆和正常的启动;热管式锂冷空间快堆基本物理特性合理,满足设计要求。

压水堆燃料组件内放射性源项计算与分析

反应堆堆芯中核燃料发生裂变时,产生了大量的放射性物质,给核电厂环境保护带来了挑战。燃料组件内的放射性源项是反应堆冷却剂放射性源项屏蔽设计、事故源项分析和放射性后果评估的基础。本文针对压水堆开展燃料组件内放射性源项的计算研究,采用ORIGEN-S程序,建立合适的计算方法,研究不同燃耗下燃料组件内源项计算结果的差异,并对比分析了不同版本的ENDF/B截面库对计算结果产生的影响,为压水堆燃料组件内放射性源项的计算提供参考。

加速器驱动的10MW次临界反应堆物理方案研究

加速器驱动的次临界系统(ADS)是未来最有可能实现工业化嬗变核废料的装置。通过设计1个10MW的ADS物理方案,研究ADS的嬗变能力。采用MCNPX和ORIGEN的耦合程序,利用基于ENDF6.8处理所得的6个温度(300、600、900、1 200、1 500、1 800K)下连续能量核数据库,计算得到ADS随燃耗时间变化的有效增殖因数keff、功率峰因子和质子束流强度。同时通过计算给出了该设计方案下ADS燃料多普勒系数、冷却剂空泡系数和有效缓发中子份额,利用这些物理量研究了该ADS方案的安全特性,并通过燃耗计算研究了ADS的嬗变能力。结果表明,在1 000d燃耗时长内,keff和质子流强随时间的波动较小,燃料燃耗深度较浅,系统可提升功率运行,在假想事故下系统能保持次临界状态。系统嬗变支持比约为8。

基于MELCOR与MCNP程序的安全壳剂量率计算方法

严重事故条件下,评估安全壳内的放射性剂量率水平对核电厂严重事故管理、应急响应等环节具有重要指导意义。本工作利用MELCOR程序模拟严重事故序列,计算不同核素组释放进入安全壳内的质量;利用ORIGEN2程序计算不同核素组的堆芯积存量及核素的γ源强;利用MCNP程序计算每组核素100%释放进入安全壳所产生的剂量率水平;最后根据拟合公式求解安全壳剂量率。中核核电运行管理有限公司30万千瓦机组安全壳剂量率的计算结果说明该方法切实可行。

用于燃耗计算的三维MCCOOR程序系统

介绍了由标准程序MCNP、COUPLE、ORIGEN-S组成的耦合程序系统MCCOOR的结构和功能,用VVER等轻水堆栅元和燃料组件的多个Benchmark模型进行了检验。本文列举了在VVER-1000带可燃毒物Gd的燃料组件Benchmark模型上,分别用UO2和MOX燃料的检验结果。所有检验结果表明:MCCOOR的反应性和核素成分的计算结果与Benchmark的结果在误差范围内一致。

可燃毒物组件中次锕系核素嬗变研究

随着核电的快速发展,核电站卸载的乏燃料越来越多。为了解决这个问题,国际上提出的处置方法是嬗变,但是MA嬗变的难点是嬗变堆型的选取和如何提高嬗变率。由于压水堆(PWR)是国内外最成熟的堆型和商业运行的主要堆型,也是现阶段最具有可能进行MA嬗变的堆型。于是研究了在压水堆可燃毒物组件中添加MA并利用ORIGEN-S程序进行嬗变计算。通过研究MA嬗变棒的设计、添加位置和添加量等对压水堆堆芯的影响,初步探索出压水堆MA嬗变的设计方案,为我国现阶段进行压水堆MA嬗变奠定了基础。

利用中国实验快堆生产放射性同位素的可行性研究

中国实验快堆(CEFR)不仅能进行各种燃料、材料辐照实验,也是放射性同位素生产的优良平台。本文对CEFR的辐照性能进行了描述,并利用计算程序对适宜在CEFR上生产的同位素32 P、33 P、35 S、89Sr、14 C、60 Co进行理论计算,得到了产量和比活度等参数。计算结果表明,在CEFR堆芯辐照可得到纯度极高的32P、33P、35S,利用快中子的(n,p)反应可得到无载体的89Sr,在CEFR反射层布置慢化材料可得到比活度较高的14 C、60 Co。以上结果表明,在CEFR上生产同位素是可行的。