【摘 要】
：
本项目隶属于中法政府间和平利用核能的合作项目（STC-CAEA/CEA）。本文主要介绍燃耗信任制（BUC）方法及相关程序系统（APOLLO-2、DARWIN和CRISTAL），并采用上述程序对燃料组件在不同辐照历史下进行敏感性分析；数值结果表明，随着温度上升或者硼浓度增大，乏燃料组件的中子增殖系数将增大。对于燃耗信任制方法的保守性，考虑了核素成分修正因子及其计算不确定性。本文还列出了针对某个基准问
【机 构】
：
上海核工程研究设计院堆芯设计所,上海虹漕路29号,200233
【出 处】
：
第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议
论文部分内容阅读
本项目隶属于中法政府间和平利用核能的合作项目（STC-CAEA/CEA）。本文主要介绍燃耗信任制（BUC）方法及相关程序系统（APOLLO-2、DARWIN和CRISTAL），并采用上述程序对燃料组件在不同辐照历史下进行敏感性分析；数值结果表明，随着温度上升或者硼浓度增大，乏燃料组件的中子增殖系数将增大。对于燃耗信任制方法的保守性，考虑了核素成分修正因子及其计算不确定性。本文还列出了针对某个基准问题的试验值和计算值的比较结果。最后，采用燃耗信任制方法对于不同的轴向燃耗分布的组件进行临界计算，并进行结果比较。
其他文献
在MODE-G控制模式的基础上，针对首循环含钆堆芯的轴向功率分布的显著特点，对堆芯控制模式进行了改进研究。通过松弛轴向偏移控制策略（RAOC）将轴向偏移（AO）控制在一个带状区域内，应用改进后的控制模式对首循环含钆堆芯典型燃耗步进行了负荷跟踪模拟，并与MODE-G模式下的负荷跟踪结果做了比较。另外，针对首循环含钆堆芯控制模式的改进特点，选择受影响较大的弹棒事故做了初步的事故中子学参数评价。分析比较
核电厂实际运行中，通常利用测定冷却剂取样中某些核素含量的方法判断燃料包壳是否破损，为了研究燃料元件包壳发生破损时压水堆一回路中裂变和衰变产物分布随时间的变化规律，进而准确判断破损的规模和趋势，本文给出了建立一回路裂变产物分布动态方程的一般方法。
船用堆运行期间发生落棒事故后，为保持船舶动力通常需继续运行。若故障棒的故障无法排除，则应通过提升其它组控制棒维持功率运行。本文以某船用实验堆为研究对象，分析了落棒事故的进程及影响反应堆热工安全的主要因素。结果表明，故障控制棒无法恢复正常工作时，通过提升其它组控制棒恢复功率会破坏最佳提棒程序，造成反应堆功率畸变，并恶化堆芯热工环境；在某些极端情况下，反应堆会突破热工限值；落棒事故发生后且故障无法排除
离散纵标（又称SN）方法是反应堆堆内构件释热率、RPV处快中子注量率计算中最常用的方法之一。计算机的飞速发展和三维离散纵标方法的不断完善，使得三维离散纵标法应用于工程设计成为可能。本文以美国H.B.Robinson-2号机组压力容器基准实验模型为研究对象，采用基于三维离散纵标方法程序计算了压力辐照监督管处中子能谱及典型核素的活度值，计算结果表明：采用三维离散纵标方法得到的辐照监督管处中子能谱与报告
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，这对于反应堆的物理设计提出了较高要求，既要提高堆芯的转换比以获得最小的反应性随燃耗变动，又要充分考虑热工上自然循环的要求，提高栅格比及冷却剂流道面积，在一般基于铀钚燃料的长寿命反应堆设计中很难做出两全的设计。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，充分利用了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
反应堆内实时中子通量分布是重要的安全相关的参数，通量重构方法是在线精确得到精细堆内通量分布的有效方法。作为谐波综合法和本文提出新通量重构方法的基础，本文首先介绍了一种求解反应堆扩散方程k-本征值和高阶谐波的方法；然后利用函数展开的思想，综合两种其它的堆芯通量重构方法即谐波综合法和最小二乘法得到一种新方法。通过一维和二维模型的数值计算，证明了该方法可以用来进行堆芯通量重构并能够得到更好的结果。
本工作将基于三维蒙特卡罗方法与活化程序耦合的“严格两步法”（R2S）首次应用到压水堆设计分析中。初步验证了活化程序FISPACT-2007在压水堆中的应用可行性，建立了某压水堆三维模型，采用R2S 方法对其运行40年停堆后的活化与剂量率分布进行了计算分析。结果表明，R2S方法可用于压水堆核电厂部件活化分析与退役策略制定。
模块式高温气冷堆具有较高的卸料燃耗。从资源利用和废物最小化方面考虑，本文研究了对现在采用的铀钚循环的堆芯卸出的乏燃料进行后处理，再次利用乏燃料中的钚，形成另一个纯钚燃料循环的可能性。本文基于250MW模块式球床高温气冷堆，从目前燃耗90GWd/tHM的铀钚循环乏燃料中提取钚，设计新的纯钚燃料元件，并重新投入与原模块堆有同样结构和尺寸的纯钚堆芯中焚烧，研究其燃耗、温度系数、失冷失压事故温度等关键特性
大亚湾核电站实施18个月换料后，基地氚排放已经接近排放限值。为了降低大亚湾核电基地的氚排放量（源棒内的锑-铍芯块活化产生氚），以减少氚排放对环境的影响，大亚湾核电站自2007年启动了取消二次中子源改进研究项目。经多次试验和论证，大亚湾核电站在二号机组第十四次大修期间成功实施了无二次中子源装料和启动。
为了满足核电站新型硼浓度探测装置的中子探测效率和辐射防护要求，采用核电站序建立物理模型，模拟中子源在辐射场中的输运。对计算模型进行评估改进得到最优化屏蔽方案，为探测装置的设计提供依据。并将模拟计算结果与实测数据做比较，两者吻合较好，满足探测装置表面的最大剂量要求。