作者单位
摘要
中国原子能科学研究院 反应堆工程技术研究所,北京 102413
为研究压水堆不同燃耗完整和破损燃料棒燃料芯块氧化过程和物相变化,采用拉曼光谱分析技术对燃耗为14 GW·d·t−1和45 GW·d·t−1的完整燃料棒及燃耗为14 GW·d·t−1和41 GW·d·t−1的破损燃料棒燃料芯块的氧化特征进行了分析。结果表明:14 GW·d·t−1和45 GW·d·t−1的完整燃料棒燃料芯块由UO2、U4O9和U3O8组成,相比于燃料芯块的内部区域,芯块边缘显示出更强的氧化性;14 GW·d·t−1和41 GW·d·t−1破损燃料棒燃料芯块发生了重结构,形成柱状晶粒,主要物相为UO2和U3O8。燃耗的加深和燃料棒的破损均促进了燃料芯块的氧化过程,但并不会改变燃料芯块的主要相结构。
压水堆 燃耗 破损燃料棒 拉曼光谱 pressurized water reactors burnup leaked fuel rod Raman spectrum 
强激光与粒子束
2023, 35(11): 116003
陈熙荣 1,2谢金森 1,2于涛 1,2,*倪梓宁 1,2[ ... ]谢浩然 1,2
作者单位
摘要
1 南华大学 核科学技术学院,湖南 衡阳 421001
2 南华大学 核能与核技术工程虚拟仿真实验教学中心,湖南 衡阳 421001
3 南华大学 资源环境与安全学院,湖南 衡阳 421001
4 中国核电工程有限公司,北京 100840
燃耗计算精度对提高乏燃料贮存效率有着重要影响,在应用燃耗信用制时,燃耗计算得到的核素成分偏差决定了乏燃料贮存的临界安全裕量。不同燃耗计算模型所得到的核素成分偏差各不相同,为提高燃耗计算精度,提出了一种装载不同燃料富集度的多组件燃耗计算模型,并使用不同燃耗计算模型分别对TMI-1反应堆NJ07OG组件中的6个样本进行了计算、对比和分析。结果表明,相比其他模型,考虑不同燃料富集度的多组件模型得到的235U、238U和239Pu等核素平均相对偏差更接近于零且6个样本的相对偏差分布更为平均。
燃耗计算模型 乏燃料实验基准数据 核素成分偏差 燃耗信任制 burnup calculation model SFCOMPO-2.0 nuclide deviation burnup credit 
强激光与粒子束
2023, 35(5): 056002
作者单位
摘要
1 中广核研究院有限公司 深圳 518000
2 南华大学 核科学技术学院 衡阳 421001
环形燃料可显著提高压水堆堆芯功率密度,对实现反应堆小型化设计和经济性提高具有重要意义。本研究为获得环形燃料栅元的有效温度计算方法,以西屋公司设计的环形燃料栅元为计算对象,开发了环形燃料单通道热工水力分析程序THCAFS(Thermal-Hydraulic Code of Annular Fuel with Single channel),建立了环形燃料栅元的有效温度的计算模型。基于THCAFS分析了西屋公司四环路压水堆所设计的环形燃料栅元的热工水力性能,并与VIPRE-01、TAFIX和NACAF的计算结果进行Code-to-Code对比验证。同时,利用蒙特卡罗程序SERPENT模拟燃料棒中径向功率分布和燃耗过程,通过自主开发程序THCAFS模拟燃料棒中的热力学行为,获得不同燃耗下的径向功率分布、核素密度变化和栅元温度场。结果表明:THCAFS可初步应用于环形燃料设计以及热工水力分析,且有效温度计算方法也可为相关环形燃料共振有效温度的机理性研究提供重要的参考性价值。
环形燃料 径向功率分布 燃耗过程 栅元温度场 有效温度 Annular fuel Radial power distribution Burnup process Cell temperature field Effective temperature 
核技术
2022, 45(12): 120603
秦凯文 1杨波 1,2,*王子鸣 1钱云琛 1[ ... ]刘义保 1,2,*
作者单位
摘要
1 东华理工大学 核科学与工程学院,南昌 330013
2 东华理工大学 核资源与环境国家重点实验室,南昌 330013
热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念,具有功率密度高、结构紧凑、固有安全性高等特点,在深空探索、深海勘探、偏远地区等场景中具有广阔的应用前景。核燃料作为热管冷却反应堆的重要组成部分,不同类型核燃料在堆芯燃耗分析时会呈现不同的中子学性能。基于美国爱达荷国家实验室(INL)提出的热管冷却反应堆INL Design A,利用清华大学蒙特卡罗中子输运程序RMC (Reactor Monte Carlo code)建立堆芯物理模型,选取UO2,(U0.9Pu0.1)O2,U-10Zr,U-8Pu-10Zr,UN,UC这6种核燃料开展燃耗计算,分析了不同核燃料、不同功率水平对热管冷却反应堆堆芯燃耗性能的影响。计算结果表明:在堆芯燃耗深度相同情况下(20.8 GW·d·t−1),装载U-8Pu-10Zr燃料的堆芯所需235U富集度最低(9.8%),具有较好的U-Pu增殖性能。堆芯功率处于5 MW的热管冷却反应堆,燃料中241Pu的存在不仅没起到增大堆芯燃耗深度的作用,反而导致堆芯剩余反应性和堆芯寿期末次锕系核素(MAs)的产量增大,影响反应堆的安全性与经济性。因此,对于装载含有Pu燃料的小功率长寿期热管冷却反应堆,需重点关注241Pu对堆芯燃耗性能的影响。
热管冷却反应堆 燃耗计算 RMC程序 241Pu核素 heat pipe cooled reactor burnup calculation RMC code 241Pu nuclide 
强激光与粒子束
2022, 34(12): 126001
作者单位
摘要
清华大学 工程物理系,北京 100084
为了进行堆芯计算,需要通过组件计算提前构建少群截面参数库。传统确定论的组件截面参数化方法针对宏观截面进行截面参数化,但这种方式不仅需要考虑多种物理状态参数,而且需要考虑历史效应对截面的影响。提出了基于核素微观截面的蒙卡程序参数化方法,该方法可以消除燃耗历史的影响,且考虑的物理状态仅为燃耗深度以及材料温度。利用蒙卡程序产生组件截面参数库耦合堆芯程序进行堆芯计算,首先用蒙卡程序同时统计对应状态点下的核素密度以及核素少群微观截面,再利用核素微观截面进而获得宏观截面进行后续堆芯计算。为了验证方法正确性,构造了一个自定义的压水堆模型,计算结果与连续能量蒙卡计算结果符合良好。
截面参数化 RMC 少群微观截面 燃耗深度 有效增殖因子 cross-section parameterization RMC few-group micro cross-section burn-up effective multiplication factor 
强激光与粒子束
2022, 34(2): 026006
作者单位
摘要
中国核电工程有限公司, 北京 100840
为分析气冷微型堆可燃毒物布置策略,分别建立长寿期(15 MW-20 a)、短寿期(5 MW-1 a)、较长寿期(5 MW-3~10 a)不换料堆芯模型,利用通用蒙卡程序,研究气冷堆中常用可燃毒物核素种类、可燃毒物布置方案对堆芯反应性、寿期等特性的影响。研究结果表明:长寿期堆芯中,整体型Er2O3可以有效控制堆芯剩余反应性,但在寿期末会造成一定的反应性惩罚;整体型B4C可以较好地控制堆芯剩余反应性,并在寿期末几乎不会造成反应性惩罚,通过分区布置还可以优化功率分布;分离型B4C可以使燃耗特性曲线在寿期初和寿期中变化很平坦。短寿期堆芯中,分离型Gd2O3毒物棒可以很好地控制剩余反应性且不会缩短堆芯寿期;常见的B4C布置方式并不合适,但B4C弥散在堆芯石墨内可以起到较好的毒物效果。较长寿期堆芯中,分离型Gd2O3毒物棒不仅可以有效控制剩余反应性,还可以保证堆芯具备仅依靠温度负反馈实现自动停堆的固有安全性。研究结果将为后续气冷微堆型号研发提供指导。
气冷微型堆 可燃毒物 燃耗特性 堆芯寿期 反应性控制 micro gas-cooled reactor burnable poison burn-up characteristics core lifetime reactivity control 
强激光与粒子束
2022, 34(2): 026010
作者单位
摘要
清华大学 工程物理系, 北京 100084
根据氙振荡产生的机理,按照燃耗步长来划分:在短步长条件下会产生物理氙振荡,在长步长条件下会产生数值氙振荡。研究发现,当燃耗步长增大到19 h,物理氙振荡的振幅最小,随着燃耗步长继续增大,表现为数值氙振荡,当燃耗步长27 d,数值氙振荡振幅最小。采用平衡氙方法强制使中子通量与氙浓度平衡,在堆芯物理计算程序(RMC)的输运模块中运用平衡氙方法对碘氙的浓度进行不断的迭代更新,在保证收敛的情况下抑制了氙振荡现象的发生。
蒙特卡罗方法 燃耗 物理氙振荡 数值氙振荡 氙振荡抑制 Monte Carlo method burnup physical xenon oscillations numerical xenon oscillations equilibrium xenon 
强激光与粒子束
2018, 30(3): 036004
作者单位
摘要
武汉大学 水力机械过渡过程教育部重点实验室, 武汉 430072
为严格追踪裂变反应堆中核素成分随燃耗的变化,基于燃耗矩阵法求解燃耗方程,分别采用自主编写的Chebyshev有理近似方法(CRAM)程序和广泛应用的ORIGEN2程序进行大规模燃耗链的点燃耗计算,并对两种算法的相关参数进行对比分析。结果表明:在计算精度方面,CRAM与ORIGEN2程序获得的重要核素的核密度较为一致,个别核素相对误差较大;在计算效率方面,单步燃耗计算ORIGEN2略胜一筹,但CRAM耗时也非常短;在步长稳定性方面,CRAM具有显著优势,而ORIGEN2的统计结果受步长变化的影响较大。
大规模燃耗 步长稳定性 CRAM CRAM ORIGEN2 ORIGEN2 large depletion chains step stability 
强激光与粒子束
2018, 30(3): 036002
作者单位
摘要
西安交通大学核科学与技术学院,西安710049
核反应堆物理计算中的燃耗计算需要使用燃耗链,但是评价核数据库所定义的燃耗链对于组件计算以及堆芯微观燃耗计算过于精细,传统的燃耗链压缩方法大都是半经验性的,适用范围和精度有限。提出了一种通过定量评估各核素与各反应道重要性实现压缩燃耗链的方法。重要性分析的数据基础是代表性问题的精细燃耗链计算结果,方法是考察每一个单元压缩操作对中子吸收、中子产出以及目标核素原子核密度的影响。该方法被应用于压水堆组件计算中燃耗链的压缩,随后分别应用精细燃耗链和压缩燃耗链对选取的验证算例进行了计算。结果的对比分析显示,在保证计算精度需求的前提下,该燃耗链压缩方法能够显著降低燃耗链规模,满足节省存储开销和时间的需求。
燃耗 燃耗数据库 重要性分析 组件计算 燃耗计算 depletion chain depletion library significance analysis assembly calculation depletion calculation 
强激光与粒子束
2017, 29(3): 36002
作者单位
摘要
中国工程物理研究院 核物理与化学研究所, 四川 绵阳 621900
提出了一种基于短半衰期核素平衡浓度求解燃耗的γ谱法。该方法通过将待测燃料在恒定中子通量条件下辐照一段时间, 使得短半衰期标识核素建立浓度平衡, 并基于核素平衡浓度与燃料中剩余235U含量之间的关系求解得到燃耗值。理论模拟结果与“LR-0”实验堆上的燃料辐照实验均表明, 当燃料经过短期辐照后, 短半衰期标识核素88Kr, 92Sr能在γ谱中出现明显可分辨的特征峰, 从而证实了88Kr, 92Sr作为燃耗测量的标识核素的可行性。模拟了不同实验条件下测量富集度为20%的乏燃料的燃耗情况, 实验表明标识核素88Kr, 92Sr与其相应的干扰核素的特征峰在相应能量段均可分辨出来, 且γ谱的测量宜选在乏燃料卸料冷却11 h内进行。最后通过88Kr, 92Sr计算获得了与理论值相吻合的燃耗值。相比于其他方法, 该方法测量燃耗不受辐照历史、燃料富集度、再次辐照前冷却时间的影响。
短半衰期核素 再次辐照 平衡浓度 特征峰 γ谱法 燃耗测量 short half-life nuclide re-irradiation equilibrium concentration characteristic peak gamma spectrometry burnup measurement 
强激光与粒子束
2017, 29(9): 096001

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