摘要：快中子注量是影响压力容器材料性能的重要指标。在堆芯装有钚铀氧化物混合燃料(MOX燃料),堆芯物理特性发生明显变化时,现有的屏蔽计算软件能否准确预测压力容器所受的快中子注量率值得研究。本研究分别使用MCNP、TORT、SCALE等国际通用的屏蔽计算程序对VENUS-2基准题进行分析比较。研究表明,各软件对含MOX燃料堆芯的中子注量率计算偏差均在合理的范围内,能满足工程设计的需求,MCNP程序的计算精度相对更高。

摘要：复杂燃耗链的求解在许多方面都有重要的应用。ORIGEN-S程序是广泛使用的复杂燃耗链求解工具,本文将介绍其基本原理,并通过导出ORIGEN-S随燃耗变化的燃耗矩阵,使用切比雪夫有理近似的方法进行求解,对比不同算法在复杂燃耗链求解中的差异。结果证明,对于大部分核素,2种算法的偏差非常小,但由于ORIGEN-S假设长半衰期核素生成的短半衰期核素处于平衡状态,使得部分核素浓度的计数结果偏于保守,随着燃耗的加深这种偏差逐渐减小。

摘要：针对采用传统简化模型计算反应堆辐照监督管快中子注量率出现的计算结果与实测值误差较大问题,对计算模型进行改进,建立堆芯燃料组件内部结构的精细化计算模型,并将传统简化模型、改进的精细化模型的计算结果与实测值进行比较。结果表明,辐照监督管改进的精细化计算模型的计算结果相对于实测值的误差大幅降低。

摘要：我国尚无MOX燃料的工程经验,需开展大量的论证工作。以国内M310型堆芯为对象,对使用30%MOX燃料的堆芯燃料管理方案进行分析,比较含MOX燃料堆芯和全UO2堆芯的衰变热、乏燃料水池热负荷和堆芯裂变产物积存量的特性差异。结果表明,堆芯衰变热、乏燃料水池热负荷变化较小,都不会超过原来的15%,堆芯裂变产物积存量中少量核素偏差较大,135Xe、136Cs等超过40%,其余核素变化较小。研究表明,含MOX燃料堆芯的辐射特性存在一定差异,但变化非常有限,不会对电厂的运行和安全产生影响。

摘要：建立模块式小型堆(ACP100)严重事故分析程序(MAAP)电厂模型,并经过稳态调试,各稳态运行参数与设计参数的误差在1%左右,表明所建立模型准确度较高。采用所建MAAP模型对ACP100严重事故进行了模拟,给出了事故进程及裂变产物向环境释放变化趋势,结果表明:在安全壳保持完整的条件下,惰性气体向环境的累积释放份额与时间成线性关系,随时间增加而增大;其他元素组向环境的累积释放份额在一段时间后达到最大,之后保持不变。该分析结果为ACP100严重事故条件下放射性释放和场外剂量分析奠定了基础。

摘要：为规范压水堆核电厂反应堆堆芯及乏燃料组件衰变热的设计活动,并提供标准化方法,开展了衰变热计算输入参数的敏感性分析,研究表明比功率、燃耗步长、燃耗深度、富集度、截面库对结果敏感,需精细设置;开展了工程中常用的燃耗分段包络方法、保守系数方法、ANS公式法的衰变热分析结果与衰变热精确计算结果的比较分析,结果表明燃耗分段包络方法准确性最好,公式法计算最粗略。随着计算水平的提高,将计算对象细分每根燃料组件甚至更小的单元,是衰变热分析的趋势。

摘要：U-Pu混合氧化物(Mixed oxide,MOX)燃料应用前景广阔。以国内M310型堆芯为对象,对使用30%MOX燃料的部分低泄漏堆芯燃料管理方案进行分析,比较了含MOX燃料堆芯和传统的全UO2燃料堆芯在平衡循环下压力容器快中子注量、原子位移次数(Displacement per atom,DPA)和辐照监督管超前因子的特性差异。结果表明,与国内主流的高泄漏全UO2燃料堆芯平衡循环相比,平衡循环压力容器内表面快中子注量率和DPA率小20%左右,343°处的辐照监督管快中子注量率小8%,超前因子大15%;与国内占少数比例的低泄漏全UO2燃料堆芯平衡循环相比,平衡循环压力容器内表面快中子注量率和DPA率大40%左右。进一步分析发现,虽然同等功率下MOX燃料比UO2燃料释放的中子多7%,但与国内主流的高泄漏全UO2燃料堆芯相比,部分低泄漏MOX燃料堆芯的燃料管理方式使堆芯外围组件功率降低,使得压力容器受到的快中子辐照损伤降低。

摘要：为了研究调硼稀释对压水反应堆一回路裂变产物源项的影响,利用一回路源项程序计算了平衡循环正常调硼,前段不调硼,整个过程不调硼三种条件下一回路裂变产物源项。结果表明,调硼稀释对平衡循环前期一回路源项影响不大,而对平衡循环后期一回路源项有较大影响,且不同类型核素受调硼稀释的作用大小也不同。最后为了判断调硼稀释对一回路各核素去除的相对作用,利用了图像法和比值法,结果表明两种方法均能较好表征调硼稀释对各核素的相对作用大小。

摘要：在核反应堆一回路系统中,裂变中子产生的反冲质子通过电离、多次散射以及韧致辐射后,与冷却剂中的^(16)O、^(18)O和^(11)B反应生成具有β^+放射性的^(13)N、^(18)F和^(11)C等核素,采用符合测量方法可以探测这些核素从而推断一回路水的泄漏情况。采用GEANT4程序对秦山二期压水堆全堆芯进行建模及源抽样描述,编制C++工具自动生成GEANT4计算所需的中子源分布,实现了G4-NONU功能以及GEANT4程序中中子固定源的输运计算。充分考虑反冲质子电离、多次散射以及韧致辐射等因素,计算了压水堆一回路水中由质子反应产生的^(13)N、^(18)F以及^(11)C等核素的产生率、浓度以及活度,拓展了反应堆源项计算工具。

摘要：研究了贫化铀在快堆中子/γ(n/γ)混合场中的综合屏蔽性能及其辐照释热率,作为对比,同时给出了贫化铀在热堆辐射场中的分析结果。采用粒子输运与燃耗耦合程序,研究了中子和γ射线在贫化铀中的衰减规律和贫化铀的活化行为,并与铅的屏蔽计算结果进行比较;分析了贫化铀的辐照释热特性及对屏蔽层温度的影响。结果表明,针对典型快堆n/γ混合场,在本文分析的屏蔽效果指标下,厚度小于16 cm的贫化铀屏蔽层的屏蔽效果都要优于铅。通过对贫化铀辐照释热问题的理论分析得出,贫化铀屏蔽层的辐照释热率高于铅,但对典型核动力反应堆整体屏蔽层温度的影响很小。