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基于蒙特卡罗粒子输运程序MCNP与自主开发的子通道热工水力学程序SubTH,开发了棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆燃料组件稳态核热耦合程序MCNP-SubTH,解决核热耦合程序因网格类型不同难以耦合的问题,程序具有普适性。MCNP-SubTH通过外耦合的方式进行MCNP和SubTH之间的数据交换,将MCNP计算得到的功率场加载到SubTH的求解文件中,然后将SubTH计算得到的密度和温度场更新到MCNP的输入卡中,实现程序迭代计算。分模块验证了MCNP-SubTH的准确性,并用MCNP-SubTH对棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆燃料组件进行了稳态核热耦合计算,验证了核热耦合方法的有效性。 相似文献
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本文开发了自主化的核数据处理程序NECP-Atlas,该程序将不同的核数据处理功能封装为不同的程序模块,可将评价核数据经过共振重构及线性化、多普勒展宽计算、不可分辨共振区处理、热中子散射计算、多群截面计算等过程,处理为WIMS-D/E格式多群数据库。采用WLUP(WIMSD library update project)基准题、国际临界安全基准题ICSBEP(international criticality safety benchmark evaluation project)等对NECP-Atlas加工产生的核数据进行验证,结果显示NECP-Atlas和NJOY-2016程序精度相当。 相似文献
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氢化锆(ZrH)由于具有耐高温、抗辐照和慢化能力强等优点,是反应堆常用的慢化剂。本工作研究具有钍铀转换能自持运行和较低次锕系核素(MA)产量的ZrH慢化熔盐堆的堆芯物理设计方案。采用MOC程序分析了不同燃料盐对于启堆和增殖性能的影响,为提高钍铀转换性能,对堆芯结构和慢化棒设计进行了优化与分析。结果表明:当熔盐体积比处于0.5~0.9时,ZrH慢化剂可将临界所需要的233U浓度降低至2%附近;采用含增殖层设计与FLi燃料盐装载的ZrH慢化熔盐堆,50 a平均钍铀转换比(CR)可达到1.028;移动式ZrH慢化棒堆芯设计可实现38 a的自持运行,且堆芯寿期末的MA产量比慢化棒不移动条件下采用FLi燃料盐和FLiBe燃料盐的MA产量分别减少约43%和8%,低于相同能量输出下石墨慢化熔盐堆的MA产量。 相似文献
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共振计算在反应堆物理计算中具有非常重要的意义。本文基于压水堆组件的特点,开发了用于LATC组件计算程序的共振模块。该共振模块采用成熟的等价理论模型,首次碰撞概率采用二项有理近似,可读取WIMSD格式和WIMSD改进型格式的多群截面数据库,同时可直接提供用于LATC输运计算的宏观截面数据。针对程序运行过程中涉及的大量截面数据计算与传递,对数据存储结构进行了优化,使计算速度有较大提高。基于LATC组件程序对该模块进行了初步验证分析,并与组件程序DRAGON进行了比较,初步数值结果表明共振模块有良好的计算精度,能满足当前轻水堆组件设计的要求。 相似文献
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为研究钍铀燃料在CANDU6堆中的应用,采用DRAGON/DONJON程序,对使用离散型钍铀燃料37棒束组件的CANDU6堆进行时均堆芯分析。结果表明,组件采用235U富集度为2.5%的铀棒以及第1、2、3圈布置钍棒的37棒束组件,堆芯在8棒束换料、3个燃耗分区的方案下,组件的冷却剂空泡反应性较使用天然铀的37棒束组件(NU-37组件)与采用混合钍铀元件棒的37棒束组件更负;堆芯最大时均通道/棒束功率满足小于6700?kW/860?kW的限值;燃料转化能力比采用NU-37组件时更高;卸料燃耗可到达13400?MW·d/t(U)。研究表明,所设计的离散型钍铀燃料37棒束组件可用于现有CANDU6堆芯,且无需对堆芯结构及控制机构作重大改造;燃料组件和堆芯设计方案可为钍铀燃料在CANDU6堆芯的应用提供参考。 相似文献
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复杂几何燃料组件的参数计算 总被引:1,自引:0,他引:1
利用加拿大蒙特利尔大学研制的DRAGON程序对反应堆复杂几何组件进行参数计算,并通过压水堆柱状元件基准问题、MTR型反应堆板状元件基准问题和其他不同几何形状的燃料组件进行校核计算。结果表明:DRAGON程序可用于多种复杂几何燃料组件参数的计算,且具有良好的计算精度。 相似文献
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《Annals of Nuclear Energy》2005,32(5):521-548
International Atomic Energy Agency (IAEA) has recently released new WIMSD libraries based on current cross-section evaluations. Using these libraries the effect of different evaluated data sets on effective multiplication factor and neutron energy spectrum was studied with the help of 3D reactor simulation code CITATION. Simulation methodology adopted in this work was validated by analyzing IAEA 10 MW benchmark reactor.The keff values obtained using all newly released libraries are within 0.45% to the experimental value, while the old library released in 1981 resulted in calculated value 1.05% larger than experimental. The flux spectrum obtained for standard fuel element using 3D modeling is smaller in fast energy range and higher in thermal energy range than is calculated using the 1D model for the standard cell. In the flux trap, differences of about −4% to 13% were found in thermal flux using the newly released libraries as compared to that obtained using 1981 WIMSD library. The major differences in the flux spectra between newly available libraries and the 1981 WIMSD library in thermal energy range are due to the differences in cross-sections of hydrogen bound-in-water. The use of only newly available cross-sections of hydrogen bound-in-water with 1981 WIMSD library resulted in significant improvement in value of keff as well as in the flux spectrum. Moreover the differences among new libraries in the thermal energy range are also due to these cross-sections. Difference in fission spectra from different libraries is responsible for differences of flux spectra in the fast energy range. These differences in flux are reduced significantly in the fast energy range by only replacement of fission spectra. 相似文献
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在核反应堆物理计算中,核数据库中的截面是影响计算结果的重要因素,研究其不确定度对结果的影响具有重要意义。本文基于3个核评价数据库,利用NJOY程序制作了70种主要锕系核素和部分裂变产物的69群协方差数据库。开发了不确定性分析程序SUACL,该程序利用上述协方差数据库和国际原子能机构制作的69群WIMSD数据库,基于随机抽样的方法产生微扰后的多个核数据库样本;然后利用DRAGON程序对NEA/OECD基准中的PWR栅元进行了计算,计算结果表明,~(235)U和~(238)U两种核素裂变-裂变、辐射俘获-辐射俘获和弹性散射-弹性散射参数对对栅元k∞的相对不确定度与其他程序的吻合良好,验证了程序和理论方法的正确性。同时利用随机抽样方法对5个制作参数的不确定度进行了研究,发现包壳厚度的不确定性对无限增殖因数有较大影响,主要原因是其本身的相对不确定度较大。 相似文献
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我国秦山三期核电厂采用的是加拿大CANDU-6反应堆机组。这是我国首次引进重水压力管式反应堆堆型,为了满足这一新堆型燃料管理计算的需要,开发了CANDU堆燃料管理的计算软件DRAGON/DONJON。并采用这套程序对秦山三期CANDU-6反应堆进行了一些初步的燃料管理计算。许算结果表明DRAGON/DONJON可满足秦山三期核电厂燃料管理计算需要。 相似文献
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为满足钍基熔盐堆物理设计和钍铀燃料循环物理分析对核数据的需求,中国核数据中心研制了一套钍铀燃料循环专用数据库CENDL-TMSR-V1。本文利用SCALE程序,针对熔盐堆开展了SCALE 6.1自带数据库和CENDL-TMSR-V1库对比分析。结果显示,针对1 GWt钍增殖熔盐堆,利用两个数据库的238群数据计算的不同燃耗下keff最大差异约1 200 pcm。结合核数据对keff的灵敏度分析显示,其差异主要由石墨的核数据不同引起的。宏观检验结果显示,CENDL-TMSR-V1库中石墨数据更合理。同时,基于CENDL-TMSR-V1 44群协方差数据,计算得到核数据对初始时刻keff总不确定度为1.03%,约为SCALE 6.1自带44群协方差数据库计算结果的2倍,其差异主要由233U、232Th等核素的协方差数据不同导致。 相似文献
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The initial release of the ENDF/B-VII nuclear data library is verified for VVER-1000 reactors. For neutronics calculation, the MCNP code based on the Monte-Carlo method is applied. Continuous-energy cross-sections for use with MCNP are calculated with the NJOY code. Isotopics for burned fuel is calculated with the WIMSD code. Calculated criticality, pin-to-pin power distribution, time-dependent critical concentration of soluble boron, worth of the control rods, average fuel assembly powers and time-dependent axial power distribution are compared to the corresponding experimental values for both zero-power VVER-1000 model, created at the LR-0 experimental facility, and the first fuel cycle of a real VVER-1000 reactor. For all of these parameters, neutronics calculation with ENDF/B-VII is in good agreement with the measurement. Moreover, for VVER-1000 neutronics calculation, ENDF/B-VII provides better results than ENDF/B-VI. 相似文献