燃料棒性能分析软件FUPAC中燃料棒径向功率密度分布模型研发

本文提出中子学-热力学部分因素分离方法(PPS),解决APS在模拟UO2-Gd2O3、IFBA等时存在的问题。为了使PPS方法更具工程实用性,对影响径向功率密度分布的因素进行敏感性分析,确定影响径向功率密度分布的关键参数,形成燃料棒热力学性能分析软件FUPAC中的径向功率密度分布模型。应用实测数据以及中子输运程序KYLIN-1精确计算结果,对本文提出的方法进行验证,结果表明:本文提出的方法具有较高精度,适用于UO2燃料、UO2-Gd2O3燃料以及IFBA等燃料棒的分析。     

先进中子学栅格计算程序KYLIN-Ⅱ共振计算基准验证

针对先进栅格计算程序KYLIN-Ⅱ的共振计算模块,开展了多个基准题数值验证,包括单栅元、IAEA板型燃料组件、钍基组件、多层套管型燃料组件、带可燃毒物的燃料栅格、带中心大水腔的超临界水堆燃料栅格、AFA3G含钆燃料组件基准题。验证结果表明,本文的共振计算模块适用于棒栅元方型组件、板型燃料组件、六角形组件等几何结构较复杂的问题,同时可以正确计算含有铀、钍、毒物等复杂材料的共振问题,满足未来工程使用的需求。      

用于求解细网SP3中子输运方程的两节块方法的精度与效率分析

采用两节块方法求解细网3阶简化球谐函数（SP3）中子输运方程,该方法只对零阶角通量密度的拉普拉斯算子进行节块法处理,对应的零阶通量密度采用2阶展开,横向泄漏采用零阶近似;以此方法开发了适用于细网全堆输运计算的CORCA-PIN程序,该程序同时集成了细网有限差分方法。验证算例采用KAIST 3A基准问题及扩展三维问题。数值结果表明,采用栅元1×1划分的两节块法具有可接受的计算精度,而计算时间只有相同精度的细网有限差分方法的11%。因此,本文提出的两节块方法适用于细网SP3中子输运方程计算。      

热管冷却反应堆核热力耦合研究

热管冷却反应堆（简称“热管堆”）高温运行下的结构热膨胀效应会显著影响反应堆的传热和中子物理输运过程。本文提出了一种考虑固体堆芯显著膨胀的几何更新和反应性反馈方法,并构建了基于动态几何的中子物理/热工/力学3场核热力耦合分析程序。在核热力耦合中主要考虑温度引起微观截面的变化、材料密度的变化以及热膨胀引起堆芯尺寸的变化。基于提出的核热力耦合方法,对MegaPower热管堆进行了核热力耦合分析,分析了不同松弛因子下,堆芯功率分布和径向功率因子的收敛性。核热力计算表明,热膨胀造成堆芯边通道的中子泄漏增加,从而产生负反应性反馈;同时,边通道中子泄漏增加加剧了功率分布的不均匀性,传热恶化,考虑核热力耦合后,径向功率因子从非耦合情形的1.20提升到1.23,燃料峰值温度增加11 K。      

先进中子学栅格程序KYLIN-Ⅱ输运模块并行优化开发

先进中子学栅格程序KYLIN-Ⅱ的输运计算模块采用了特征线中子输运计算方法,其计算精度较高,可适用于反应堆中复杂的燃料组件,然而当网格规模、能群数、特征线数较大时,计算时间较长,计算效率较低,因此需对其进行并行优化,以提高计算效率。通过性能分析,发现特征线扫描和高阶散射源计算较为耗时。本文通过基于MPI的能群并行、E指数优化、角通量球谐函数展开等方法实现了并行优化。基准题验证表明,并行优化计算精度较高,E指数优化对特征线扫描效率提升较好,角通量球谐函数展开对高阶散射源计算效率提升较好。经过优化后的KYLIN-Ⅱ的输运计算模块加速效果显著,可满足工程使用需求。     

堆芯瞬态耦合模拟软件CTSS的开发与验证

瞬态堆芯耦合模拟软件CTSS V1.0是以节块法堆芯中子学计算软件NACK V1.0、热工水力子通道软件CORTH V2.0、燃料元件性能分析软件FUPAC V1.1为模块的耦合软件,用于模拟典型压水堆堆芯性能,计算瞬态运行物理、热工、燃料等专业参数。堆芯三维时空中子动力学软件NACK V1.0采用粗网节块法进行堆芯扩散计算,为子通道模块和燃料性能分析模块提供堆芯精细功率。CORTH V2.0用于计算反应堆堆芯冷却剂的温度和密度。FUPAC V1.1用于模拟燃料棒在堆内的热力学行为以及计算燃料棒有效温度。NEACRP-L-335压水堆基准问题验证计算结果表明,CTSS V1.0的计算结果与国际基准程序PARCS总体符合较好。     

全制冷相位阵馈源杜瓦设计和传热分析

相位阵馈源是射电天文的新型馈源技术之一。采用相位阵馈源能有效提高射电望远镜的巡天速度。通过制冷可以降低系统噪声温度,进一步提高望远镜的整体性能。针对即将应用于500m口径球面射电望远镜的相位阵馈源进行大尺度真空制冷杜瓦设计研究。根据相位阵馈源馈电单元阵列形状,设计真空窗和支承结构,并通过理论计算和有限元仿真来分析杜瓦内热负载情况,完成制冷机的冷头选择,以满足相位阵馈源馈电单元温度为70K和低噪声放大器温度为20K的制冷温度要求。该杜瓦设计与传热分析方法可为未来全制冷相位阵馈源的研制积累经验和实验数据。     

PWR堆芯中弥散型可燃毒物的燃耗特性研究

在压水反应堆(PWR)堆芯核设计中,通常采用可燃毒物来补偿反应性和展平功率分布。对于长寿期堆芯设计,可燃毒物的消耗和燃料燃耗的匹配研究更为重要。利用基于蒙特卡罗方法开发的堆芯燃耗计算程序(MOI)对天然元素、人工核素、可溶硼等多种弥散型可燃毒物进行燃耗特性分析。结果表明锕系可燃核素231Pa、240Pu等弥散型可燃毒物可用于长寿期PWR的设计。