【摘 要】
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高温气冷堆是国际公认的固有安全性高的反应堆堆型.针对高温气冷堆包覆颗粒燃料引入的燃料组件的双重非均匀性以及棱柱式堆芯布置的非均匀性和强空间耦合效应,提出基于蒙特卡罗均匀化-确定论输运方法的RMC-SaraGR程序系统作为棱柱式高温气冷堆的核设计程序.基于日本棱柱式高温气冷堆临界实验装置VHTRC基准题,针对此套核设计程序系统开展了均匀化模型研究和初步验证.研究结果表明,基于蒙特卡罗均匀化方法,采用全堆模型、合适的能群结构和分区方式产生组件群常数,并经过超级等效均匀化方法进行等效均匀化修正,可以保证堆芯多群
【机 构】
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中国核电工程有限公司, 北京 100840;清华大学 工程物理系, 北京 100084;西安交通大学 核科学与技术学院, 西安 710049
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高温气冷堆是国际公认的固有安全性高的反应堆堆型.针对高温气冷堆包覆颗粒燃料引入的燃料组件的双重非均匀性以及棱柱式堆芯布置的非均匀性和强空间耦合效应,提出基于蒙特卡罗均匀化-确定论输运方法的RMC-SaraGR程序系统作为棱柱式高温气冷堆的核设计程序.基于日本棱柱式高温气冷堆临界实验装置VHTRC基准题,针对此套核设计程序系统开展了均匀化模型研究和初步验证.研究结果表明,基于蒙特卡罗均匀化方法,采用全堆模型、合适的能群结构和分区方式产生组件群常数,并经过超级等效均匀化方法进行等效均匀化修正,可以保证堆芯多群均匀计算具有较高的计算精度.
其他文献
蒙特卡罗(MC)方法具有复杂几何处理能力强,方法通用灵活,核数据完备,模拟忠实于物理过程等特点,成为中子学数值模拟的首选方法之一.在核能领域,MC方法得益于计算机的快速发展,在辐射屏蔽、反应堆堆芯临界安全分析、乏燃料后处理、放射性废物处置、核设施退役、核事故应急、放射性石油测井、核医学等领域均有广泛应用.对MC方法及软件输运计算做简要回顾,并对未来发展进行展望.
燃料组件在反应堆内受压紧力等作用会发生弯曲,该弯曲会显著改变反应堆局部位置的中子慢化.基于中广核核设计软件包PCM中的组件中子截面计算软件PINE和堆芯核设计软件COCO,开发了专门的燃料组件弯曲模型,以分析燃料组件弯曲对堆芯局部功率分布的影响,并和蒙特卡罗软件JMCT做了对比验证计算.计算结果表明,PCM软件包燃料组件弯曲模型的计算结果与JMCT吻合良好,该软件包可以用于燃料组件弯曲的分析计算.燃料组件的弯曲对于堆芯的局部功率分布有显著的影响,需要在设计中予以特别关注.
为了对JMCT程序的准确性和适用性进行验证,从国际临界基准库中选取了56个模型,通过使用JLAMT程序进行建模,然后利用JMCT程序计算了模型的有效增殖因子,并与基准值、MCNP程序计算结果进行对比.计算结果表明,JMCT计算值基本都在基准值的3倍标准差以内,且JMCT计算结果和基准值的相对偏差基本都在2％以下.在一定程度上验证了JMCT程序的准确性和适用性,为后续JMCT程序的使用验证提供借鉴.
为了避免启动物理试验参数预测值不准确,影响电厂调试启动,可利用数值反应堆对启动物理试验参数进行精准预测.使用CAP1400数值反应堆系统中的蒙特卡罗粒子输运程序JMCT、确定论高保真模拟程序NECP-X及先进中子学程序SCAP-N,对CAP1400反应堆首循环堆芯进行建模,开展启动物理试验高保真模拟.数值结果表明,以JMCT程序为参考,NECP-X程序与SCAP-N程序对于灰棒组价值的绝对计算偏差在±8×10-5以内,对于黑棒组价值的相对计算偏差在±3％以内,对于黑棒总价值的相对计算偏差在±1％以内,对于
为了更好地进行环境X/γ辐射剂量的测量,通过对电制冷高纯锗探测器蒙特卡罗建模获取0.01～1.5 MeV能量范围内的能谱和剂量(率)值,并利用无卷积全谱转换法进行能谱-剂量转换研究.研究发现,通过无卷积全谱转换法计算得到的剂量率与模拟剂量率符合较好;通过在中国计量研究院环境γ辐射空气吸收剂量标准辐射场中进行Co-60和Cs-137放射源剂量率实验验证,结果显示,在0.01～1.5 MeV的能量范围内,通过能谱-剂量转换得到剂量率与标准剂量率的误差小于±10％,这表明通过无卷积全谱转换法进行能谱-剂量(率)
为了进行堆芯计算,需要通过组件计算提前构建少群截面参数库.传统确定论的组件截面参数化方法针对宏观截面进行截面参数化,但这种方式不仅需要考虑多种物理状态参数,而且需要考虑历史效应对截面的影响.提出了基于核素微观截面的蒙卡程序参数化方法,该方法可以消除燃耗历史的影响,且考虑的物理状态仅为燃耗深度以及材料温度.利用蒙卡程序产生组件截面参数库耦合堆芯程序进行堆芯计算,首先用蒙卡程序同时统计对应状态点下的核素密度以及核素少群微观截面,再利用核素微观截面进而获得宏观截面进行后续堆芯计算.为了验证方法正确性,构造了一个
以压水堆核电厂中氚的产生机理和氚源项计算模型为基础,结合对国内外大量压水堆核电厂的氚排放运行数据的系统性分析,识别出冷却剂硼酸活化和次级中子源活化是压水堆氚排放量的主要来源,其中对中国广核集团运行机组,锑铍中子活化后的产氚量对氚年排放量的贡献可达到40％,而氚从完整的锆合金包壳的燃料棒中的释放是可以忽略不计的.由于优化次级中子源是降低压水堆氚排放量的唯一有效措施,通过分析建议压水堆核电厂采用双层不锈钢包壳的次级中子源或者取消次级中子源以降低压水堆氚排放.
为分析气冷微型堆可燃毒物布置策略,分别建立长寿期(15 MW-20 a)、短寿期(5 MW-1 a)、较长寿期(5 MW-3～10 a)不换料堆芯模型,利用通用蒙卡程序,研究气冷堆中常用可燃毒物核素种类、可燃毒物布置方案对堆芯反应性、寿期等特性的影响.研究结果表明:长寿期堆芯中,整体型Er2O3可以有效控制堆芯剩余反应性,但在寿期末会造成一定的反应性惩罚;整体型B4C可以较好地控制堆芯剩余反应性,并在寿期末几乎不会造成反应性惩罚,通过分区布置还可以优化功率分布;分离型B4C可以使燃耗特性曲线在寿期初和寿期
研究给出基于蒙特卡罗粒子输运软件JMCT耦合燃耗分析软件JBURN计算燃料棒径向功率分布的方法.介绍了计算模型的建立、输运及燃耗计算的相关设置以及裂变功率、俘获功率的统计方法.UO2燃料棒径向功率分布的计算结果表明,采用JMCT-JBURN软件的结果与工程常用软件符合较好,最大偏差不超过3％,证明了计算方法和计算软件的适用性.该方法可用于工程设计.
中子活化产物和辐射特征的数值模拟程序是研究材料活化效应的重要工具.在JMCT软件的基础上开发了具备材料中子活化效应模拟能力的数值模拟程序,并将其命名为“中子活化数值模拟程序”,旨在将其应用于军控核查、核安全等领域的研究中.对该程序在核弹头内部中子输运和活化计算的准确性进行了验证,发现该程序对核弹头内部中子输运和活化的计算精度优良.利用该程序研究了混凝土地面核素在裂变核材料的裂变中子辐照下的活化效应,计算结果进一步验证了中子活化数值模拟程序的功能.