基于反应性温度系数的金属型脉冲堆波形计算

金属型脉冲堆的反应性反馈效应主要由热膨胀引起,本文在反应性温度系数的基础上建立了波形计算方法,该方法由蒙特卡罗中子输运程序、热力学计算程序和点堆方程3部分组成。首先由三维中子输运程序和热力学计算程序计算出热功率和反应性的耦合关系,然后将耦合关系代入点堆方程,即可求解出波形。采用该方法计算了Lady Godiva的波形,计算结果与LANL的实验结果一致。     

金属核燃料快中子脉冲堆核-热-力耦合计算方法研究

为确保快中子脉冲堆的运行安全,防止超临界脉冲对材料造成物理损伤,需要对快中子脉冲堆脉冲工况进行模拟分析。本研究针对金属核燃料快中子脉冲堆,基于点堆动力学方法、蒙特卡罗方法和有限元力学方法,对Godiva-I脉冲堆开展了核热力耦合计算分析研究。计算结果表明,反应性温度系数和裂变率与实验值吻合良好,反应性、温升、表面位移、表面应力与实际情况相符合。因此,本文建立的“核-热-力”耦合计算方法可应用于金属核燃料快中子脉冲堆的分析计算,具有一定的可靠性。      

快中子脉冲堆动力学特性研究

快中子脉冲堆是一种可超瞬发运行的链式反应堆，在研究裂变反应堆瞬态物理过程和中子动力学过程等方面有重要的应用价值。介绍了快中子脉冲堆的动力学过程与特性，推导了动力学方程和超瞬发临界状态下的解析解。介绍了实验研究结果，测量了快中子脉冲堆超瞬发临界运行产生的脉冲中子辐射场的脉冲特性参数，获得了快中子脉冲堆中子动力学的基本特性参数。实验结果与建立的理论模型很好地符合。     

点堆中子动力学方程的蒙特卡罗方法

基于广义半马尔科夫过程(GSMP)模拟方法实现点堆中子动力学方程的蒙特卡罗求解。该方法模拟裂变系统内中子数和缓发中子先驱核数目的瞬态演化过程,并计算出任意时刻裂变功率和缓发中子源强等物理量。利用本文提出的方法研究快中子增殖堆(简称"快堆")和热堆参数下的点堆动力学方程,对反应性的阶跃输入、斜坡输入和振荡输入的点堆中子场瞬态过程进行模拟,并与传统数值算法的计算结果进行比较。该方法不存在数值计算的刚性问题,能方便地对复杂反应性输入过程进行计算,并能充分考虑瞬态过程中反应性变化对中子代时间的影响。     

持续裂变链引发的零维蒙特卡罗模拟

采用基于点动力学模型的零维蒙特卡罗方法,模拟计算了自发裂变中子引发条件下,超瞬发临界5 c / 的GodivaⅠ快中子脉冲堆内持续裂变链引发时刻概率的分布。结果表明,零维模拟程序与基于Geant4 toolkit的三维直接模拟程序的计算结果一致,并与实验结果符合较好。另外,采用零维蒙特卡罗模拟方法,模拟计算了外中子源引发条件下快中子脉冲堆反应性动态加入过程中持续裂变链的引发概率。结果表明,零维方法用于反应性动态加入情形的模拟计算,其结果是合理可信的。可见,在研究快中子脉冲堆的动力学行为时,采用点动力学近似是合理的。     

反应性动态加入对脉冲堆中子脉冲波形的影响

在点堆模型基础上开发了脉冲模拟程序,该程序考虑了缓发中子效应、裂变热反馈效应和脉冲棒的行进过程,可以描述脉冲堆爆发脉冲全过程的中子强度、裂变能以及反应性的变化,并经过实验数据验证。用该程序计算CFBR-Ⅱ堆在反应性动态加载过程中全波形、峰功率、反应性等脉冲特征参数,结果表明:脉冲引发的越晚,其峰功率和裂变产额越大,而且其最大裂变产额与静态爆发脉冲情况下的裂变产额相同。     

DF-Ⅵ-(1)快零功率装置临界质量和裂变率分布的二群计算

快中子零功率堆的临界和裂变率分布计算是一个复杂的问题,一般需用中子输运理论,而实验工作者往往更感兴趣的是用计算量不大的简化模型,得到不太精确、但物理图象清晰的结果。     

混合能源堆多群中子参数库研制

根据聚变-裂变混合能源装置计算的需求,利用微观评价核数据库ENDF/B-VI.8,研制了包括100多个核素的187群中子参数,用于中子输运方程的计算。通过选取合适的能群结构和权重谱,并考虑温度、热散射以及共振自屏效应等的影响,建立并拓展了适合混合堆研究需要的多群参数库。为了检验参数库中数据的适用性,采用一维中子和光子输运程序ANISN对一组基准装置进行了临界计算。结果表明参数库可用于混合能源堆设计计算。     

基于中子首次裂变的MC/S_N耦合输运算法

外源驱动次临界系统是一类广泛存在且重要的核能系统。固有的射线效应和存在空间局部源,使得离散纵标(SN)法难以精确计算该类系统内的中子注量率。虽然蒙特卡罗(MC)方法可有效地模拟局部源问题,但存在计算效率较低的不足。因此,单一的SN方法或MC方法难以兼顾计算精度和效率。为充分发挥两种方法的优点,提出了以中子首次裂变为耦合点的MC/SN耦合算法。首先,采用MC方法模拟源中子在发生裂变反应之前的输运过程,并统计出首次裂变中子源;其次,采用SN方法求解对应于首次裂变中子源的输运方程;最后叠加两种方法计算的中子注量率,得到最终结果。算例表明,该耦合算法可有效地模拟外源驱动次临界系统的中子输运过程。     

快中子脉冲反应堆爆发脉冲时堆体应力分布的数值模拟

为分析爆发脉冲时堆体构件的应力响应,建立了基于中国第二号快中子脉冲堆(CFBR-Ⅱ堆)的一个二维模型。采用M．C(蒙特卡洛)方法计算了模型的相对中子注量分布,推导了代替动力学方程的热加载关系式,并将计算得到的中子注量分布与实测结果引入热加载关系式中,用有限元程序计算了已知热加载情况下的几种构件的应力分布。分析认为,由于该方法能准确描述模型的几何结构．并且计算中引入了实测结果,因此,对于结构复杂的模型其计算结果应比通常采用的耦合计算方法更为合理。     

Estimation of Neutronic Performance of a High Power Density Hybrid Reactor by Multilayer Perceptron Neural Networks

Artificial neural networks (ANNs) have recently been utilized in the nuclear technology applications since they are fast, precise and flexible vehicles to modeling, simulation and optimization. This paper presents a new approach based on multilayer perceptron neural networks (MLPNNs) for the estimation of some important neutronic parameters (net ²³⁹Pu production, tritium breeding ratio, cumulative fissile fuel enrichment, and fission rate) of a high power density fusion–fission (hybrid) reactor using light water reactor (LWR) spent fuel. A comparison of the results obtained by the MLPNNs and those found by using the code (Scale 4.3) was carried out. The results pointed out that the MLPNNs trained with least mean squares (LMS) algorithm could provide an accurate computation of the main neutronic parameters for the high power density reactor.     

采用FFT方法对横摇条件下堆芯核热耦合流动不稳定性的分析

基于开发的海洋条件下堆芯核热耦合流动不稳定性分析程序,利用快速傅里叶变换（FFT）方法对堆芯通道的流量振荡曲线进行分析,获得了静止和横摇条件下堆芯发生核热耦合流动不稳定性时通道的频谱特性。研究表明,静止条件下堆芯发生流动不稳定性时仅具有1个频率峰值,其对应固有频率;在横摇条件下堆芯发生流动不稳定性时,堆芯所有通道均受到横摇条件和核热耦合效应影响,但只有最高功率通道中固有频率处于支配地位,该类功率通道首先发生流动不稳定性。FFT方法可精确地分析复杂流量振荡曲线的特性,进而判定横摇下堆芯核热耦合系统是否发生流动不稳定性。     

JENDL-4.0 Benchmarking for Fission Reactor Applications

Benchmark testing for the newly developed Japanese evaluated nuclear data library JENDL-4.0 is carried out by using a huge amount of integral data. Benchmark calculations are performed with a continuous-energy Monte Carlo code and with the deterministic procedure, which has been developed for fast reactor analyses in Japan. Through the present benchmark testing using a wide range of benchmark data, significant improvement in the performance of JENDL-4.0 for fission reactor applications is clearly demonstrated in comparison with the former library JENDL-3.3. Much more accurate and reliable prediction for neutronic parameters for both thermal and fast reactors becomes possible by using the library JENDL-4.0.     

Reactor Neutron Fluctuation Simulator Using Pulsed Neutron Source

The fission phenomena in a multiplying medium are simulated by neutron bursts in a non-multiplying medium produced by a pulsed neutron source. To simulate the chain reaction, the pulsed neutron source is triggered by neutronic signals from a detector installed in that medium. The kinetic parameters can be changed at will by regulating the detector sensitivity, the system medium and the burst yield of the pulsed neutron source.

This simulator has been tested on experiments with Rossi-a, Feynman-a and pulse die away methods and is also applied to the experiments with waiting time method and observation of neutron families to verify the recently developed theory in this domain.

The results prove that, in principle, the number of neutrons in this simulator can represent the probabilistic nature of the neutrons in a multiplying medium described by one point model. Furthermore, the newly developed theory for reactor parameter measurement has been substantiated with use of the simulator.

The simulator in its present form is restricted in applicable range to keff=0–0.66 by limitations in the performance of the pulsed neutron source used.     

棱柱式高温气冷空间核反应堆初步方案设计与中子物理分析

空间核反应堆电源将核裂变能转换为电能,与太阳能、化学燃料电池等其他形式的电源相比,具有电功率大、系统比功率高、使用寿命长等优点,在太空探索中具有广阔的应用前景。以高温气冷堆技术为基础,提出了以氦氙混合气体作冷却剂,直接布雷顿循环的空间核反应堆电源方案。核反应堆是采用包覆颗粒燃料的小型棱柱式高温气冷堆,热功率为5 MW。采用蒙特卡罗方法进行了中子物理分析。结果表明,设计的反应堆满足10a以上的满功率运行寿期,具有负的反应性温度系数。通过布置B4C安全棒,使反应堆在发射失败引起的堆芯进水事故中能保证次临界。     

基于CITATION-ORIGEN2球床堆平衡态计算程序的实现

基于确定论中子扩散软件CITATION和点燃耗软件ORIGEN2,编写了球床堆分析程序COBBLE,以实现指定燃料球加载策略下的球床堆平衡态燃耗计算。COBBLE程序采用谱区能谱修正方法,通过迭代求解得到球床堆堆芯平衡态参数。本文选取简化的球床模块高温气冷堆(PBMR)堆芯进行建模,计算其功率分布及燃耗分布,并使用基于蒙特卡罗方法的球床堆燃耗计算程序PBRE进行了验证与分析。结果表明,COBBLE程序适用于球床堆的平衡态燃耗计算。     

Long life multipurpose small size fast reactor with liquid metallic-fueled core

A concept of a long life multipurpose nuclear reactor with self-sustained liquid metallic fuel is proposed to meet the requirements for the future energy production. The conceptual design is described and the core neutronic characteristics are obtained based on two-dimensional cylindrical diffusion reactor model. The influence of fission products separation in the liquid-fueled system on the core burnup capability is discussed. The burnup analysis shows a feasibility of the long life refueling-free core concept.