秦山核电厂冷却剂温度系数测定

本文叙述秦山核电厂反应堆首次物理启动热态零功率状态下冷却剂温度系数测量试验。主要介绍了试验方法、条件、步骤及结果。结果表明,所采用的试验方法、测量结果是可信的。为验证理论计算和反应堆运行提供了有价值的参考数据。     

基于蒙特卡罗程序JMCT模拟计算堆芯物理基准题VERA

JMCT是基于蒙特卡罗方法的中子输运程序，具有几何建模精细、截面数据准确、物理过程真实等特点，计算结果具有更高的精度。通过开发临界硼浓度搜索、输运-热工-燃耗耦合功能模块，使JMCT具备了堆芯物理计算功能。本文利用JMCT程序对CASL项目提出的堆芯物理基准题库VERA进行模拟，获得了k_eff、控制棒价值、反应性系数等启动物理参数以及硼降曲线等堆芯运行参数。JMCT计算结果与蒙特卡罗程序KENO-Ⅵ以及MC21进行了对比，结果符合良好，证明了JMCT具有堆芯物理计算能力，并具有较高的精度。     

秦山300MW核电厂堆芯运行跟踪计算

介绍了秦山３００ＭＷ核电厂第一、二循环堆芯运行跟踪计算和运行实测数据，预测计算了至寿末各燃耗阶段的燃耗状态，其中包括反应堆运行历史，随燃耗变化的同位素数据，轴向和径向堆芯功率分布，功率峰因子和位置，轴向功率偏移，燃耗分布以及其它与反应堆运行有关的数据。文中还介绍了跟踪计算所用的程序系统和计算方法，计算结果与秦山核电厂的实测数据的比较。比较结果证明，跟踪计算结果与秦山实测数据符合很好。计算出的数据可     

高分辨率粒子输运MC软件JMCT开发

基于并行无网格组合几何应用编程框架(JCOGIN)开发研制的高分辨率三维中子-光子输运蒙特卡罗(MC)软件JMCT,配可视前后处理,实现了区域分解和关于粒子数(MPI)及关于区域(Open MP)的二级并行,计算给出了大亚湾核电站反应堆全堆芯pin-by-pin模型寿期初和寿期中的功率分布及有效增殖因子(keff)结果,验证了JMCT的计算有效性和并行高效性。     

秦山一期堆本体退役源项估算及辐射场可视化

针对我国秦山一期核反应堆实际情况,利用蒙特卡罗程序建立了细化到燃料棒结构的全堆芯pinby-pin模型进行中子输运计算,并对计算模型的可靠性进行了验证;基于堆本体结构部件的几何参数、材料参数及堆本体中子注量率分布,在假定功率运行史的情况下,利用燃耗计算程序计算了反应堆停堆后的中子活化产物作为堆本体退役源项的估算结果,并对源项产生的三维辐射场剂量分布情况进行了可视化建模与分析,模拟结果与理论分析一致。本研究是下一步建立我国秦山核电厂退役技术安全验证和虚拟仿真平台的关键性基础工作。     

在秦山核电厂原理模拟器上的反应堆物理模拟试验

本文详细介绍了在秦山核电厂原理模拟器上进行的反应堆物理模拟试验。根据结果分析,指出了该模拟器模拟秦山核电厂反应堆物理特性所能达到的逼真程度和模拟器的总体性能。间接证明了该电厂反应堆具有良好的自稳性。     

基于JMCT的大亚湾核电站反应堆精细建模与计算

基于通用型蒙特卡罗中子-光子耦合输运程序JMCT搭建了大亚湾核电站反应堆精细模型,计算了有效增值因子(keff)和部分局部计数量,并和蒙特卡罗粒子输运程序MCNP的结果比对。结果显示,计算量相对误差均小于10-3量级,吻合度较高,验证了JMCT大规模精细几何建模和几何处理的能力。     

秦山核电厂反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析

反应堆压力容器是核电厂最重要设备之一,其辐照脆化状态决定了核电厂的实际运行寿命。通过借鉴国外反应堆压力容器安全评估方法,开发出一套反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析（TLAA）的方法。该方法从上平台能量、反应堆运行压力-温度曲线及承压热冲击3个方面评价压力容器材料在正常工况和事故工况下的安全裕度。采用该方法在秦山核电厂运行许可证延续（OLE）项目中对反应堆压力容器进行了辐照脆化TLAA安全评估,其评估方法和评估结论到得国家核安全监管局的认可,为秦山核电厂延寿20 a奠定了基础。     

秦山核电厂冷却剂温度系数测量试验的校核计算

本文介绍了秦山核电厂反应堆堆芯冷却剂温度系数测量试验的理论校核计算工作。该校核计算工作具有较好的精确度，最后的计算结果与测量值符合良好，满足工程要求，可以作为反应堆启动、运行的指导和参考。     

JMCT蒙特卡罗中子-光子输运程序全堆芯pin-by-pin模型的模拟

几何栅元数超过千万、计数达数十亿、模拟粒子数达数百亿规模的反应堆全堆芯pin-by-pin问题是目前国际公认的挑战计算机和计算方法的难题。由于巨大的数据量已超过单核内存的极限,必须进行空间区域分解和数据分解。本文利用基于JCOGIN实体组合几何框架自主开发研制的三维中子 光子输运蒙特卡罗程序JMCT,通过空间区域分解和嵌套并行,完成了对大亚湾核电站1号机组反应堆全堆芯pin-by-pin模型的建模和模拟,计算给出了每个pin的注量率分布及其误差。     

Development and testing of the code for automatic generating of multi-temperature continuous-energy neutron cross section libraries

In the nuclear reactor design, a code for automatically generated multi-temperature continuous-energy neu- tron cross section data library, which is called AMTND for short, was designed and developed to meet the need of the reactor core design coupled with thermal-hydraulic design. The code can provide a point-wise cross- section at any temperature for a Monte Carlo neutron transport program, such as MCNE In ensuring that the nuclear data produced by AMTND meets the testing of critical benchmark experiments, the time-consumed by the nuclear data generating of AMTND compared with NJOY＇s was carried out and the result shows the code＇s excellence. In order to test the accuracy of the code, out and the results verified the code preliminarily. the Doppler coefficient test benchmark was also carried     

秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故源项研究

利用MELCOR程序分析秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故进程中放射性裂变产物的行为，研究不同性质的裂变产物各自的释放、迁移和最终分布状况。同时计算了向环境释放的源项。这些数据可用于事故的厂外后果评价。     

矩形窄缝通道轴向非均匀加热临界热流密度试验本体设计

矩形窄缝通道轴向非均匀加热临界热流密度试验研试验数据处理等,而试验本体的设计是试验研究能否正常开展的关键.因此,准确、合理的试验本体的设计,对于矩形窄缝通道轴向非均匀加热临界热流密度试验研究是非常重要的.本文介绍了矩形窄缝通道轴向功率按截断余弦分布的临界热流密度试验本体的设计方法和结果.试验采用电加热方式,通过改变试验本体沿轴向的壁厚来实现非均匀加热,本文还介绍了试验本体的绝缘措施,临界测量方法等.     

核数据处理程序NECP-Atlas的开发与验证

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。     

离散纵标输运计算方法在压水堆核电厂41Ar活化源项分析中的应用

压水堆核电厂功率运行期间,反应堆压力容器外的环形空腔空气中所含的⁴⁰Ar被中子活化,形成具有放射性的⁴¹Ar。文章采用二维离散纵标输运计算程序DORT分析了反应堆堆腔区域的中子注量率分布情况,采用NJOY评价核数据处理程序,根据DORT分析得到的通量作为权重通量,利用基础评价核数据库ENDF/B-Ⅶ.0制作⁴⁰Ar中子俘获反应的微观截面,在此基础上,分析了百万千瓦级压水堆核电厂每台机组反应堆堆腔空气中⁴⁰Ar中子活化生成⁴¹Ar的生成率以及电厂⁴¹Ar的环境排放源项。文章给出的⁴¹Ar源项分析方法可作为压水堆核电厂设计中确定⁴¹Ar源项的最佳估算值的参考。     

蒸汽发生器实验回路倒流特性仿真分析

针对立式倒U型管蒸汽发生器传热管内出现的倒流现象,基于RELAP5/MOD3.3程序,采用新的控制体划分方案对蒸汽发生器实验段进行建模,模拟实验回路中发生的倒流现象。通过与实验数据进行对比分析,验证建模方案的正确性。在此基础上,分析倒流现象对蒸汽发生器实验段流动传热的影响。结果表明:倒流现象发生在较短管内,对于单个U型管,倒流管的流量高于正流管。倒流发生后,系统进入相对稳定状态,但蒸汽发生器实验段的换热功率和进出口腔室负压降绝对值显著降低。     

基于JMCT的堆外核仪表系统刻度系数计算

以三维蒙特卡罗粒子输运程序JMCT为主要数值模拟工具，计算了某反应堆多个运行循环下的堆外核仪表系统（RPN）功率量程刻度系数。使用直接蒙特卡罗模拟方法、响应矩阵方法和伴随蒙特卡罗方法，得到了多组RPN刻度系数，通过这些系数计算出不同工况下的堆芯功率水平和轴向功率差，并与实测值进行了比对。结果表明，3种方法所得计算值与实测值的偏差均满足工程精度要求，其中伴随蒙特卡罗方法计算开销最小，验证了通过蒙特卡罗数值模拟得到RPN刻度系数的可行性。     

不同核评价数据库中Pb和Bi的截面对铅基快堆k_(eff)的影响

铅基快堆是GIF官方发布的第四代核能系统堆型之一,不同的核评价数据库中铅截面的较大差别会影响铅基快堆物理设计计算的准确性。本文利用国际上最新发布的核评价数据库JENDL-4.0、JEFF-3.2、ENDF/B-Ⅶ.0和BROND-3.1,制作了关键核素Pb、Bi的连续点截面,利用国际基准题评价手册中的PMF035和国际原子能机构发布的铅基快堆RBEC-M基准题以及cosRMC程序,对Pb和Bi的截面对系统有效增殖因数的影响进行了详细研究。对于PMF035带Pb反射层的临界基准题,上述所有核数据库的新版本较旧版本的计算偏差均有所减小,其中BROND的改善最为明显。对于RBEC-M基准题,使用ENDF/B-Ⅶ.0核数据库的计算结果与基准报告中结果符合较好;使用上述其他新版本数据库中截面数据替换计算结果表明,采用不同库中的Pb、Bi截面数据会使计算结果出现不同的偏差,其中,JENDL-4.0中Pb截面对计算结果的影响较Bi截面的影响大。     

基于OpenMC的多群截面库制作及有效性验证

OpenMC是麻省理工大学计算反应堆物理组开发的开源蒙特卡罗程序,能够方便地制作适用于特定堆芯中子能谱分布的多群反应截面及高阶勒让德散射截面以用于离散坐标输运程序ANISN的计算。本文基于ENDF/B-Ⅶ.1和CENDL-3.1评价数据库,利用OpenMC计算制作了ANSIN格式的多群截面并通过基准题的计算验证计算结果的准确性。通过截面转换程序的编写,将OpenMC给出的堆芯各阶勒让德散射分量,堆芯中子能谱分布,散射、吸收反应率以及裂变中子产生速率等信息转换为ANISN程序可读取的截面库格式。采用制作的截面库利用ANINS计算有效中子增殖因子及堆芯中子通量分布。结果表明,ANISN确定论的计算结果与OpenMC给出的蒙特卡罗计算结果相吻合,验证了这种方法可有效地为ANISN提供截面数据,将来可推广应用于二维、三维确定论中子输运计算。     

堆芯核设计程序CYCAS少群截面模型开发

少群截面模型为堆芯三维扩散计算提供实时的节块均匀少群截面,是堆芯计算程序的关键模型之一。CYCAS程序是上海核工程研究设计院最新开发的堆芯三维核设计程序。本文在详细解析影响节块截面的各种因素的基础上,提出应用于CYCAS程序的少群截面的模型。该模型采用能谱修正方法处理由于能谱变化所引入的二次效应,采用微观燃耗修正方法处理燃耗历史效应。单组件和AP1000核电厂的数值验证计算表明,该模型具有很高的计算精度。