摘要:反应堆设计中需给出各个参数不确定度,核数据是反应性相关参数不确定度的重要来源。利用SCALE 6.1程序中TRITON (Transport Rigor Implemented with Time-dependent Operation for Neutronic depletion)、TSUNAMI-3D (Tools for Sensitivity and Uncertainty Analysis Methodology Implementation in Three Dimensions)和TSAR (Tool for Sensitivity Analysis of Reactivity Responses)模块,结合自带44群协方差数据库,分析了熔盐实验堆反应性相关参数。给出核数据不确定度导致寿期初和寿期末keff、控制棒价值及温度反应性不确定度分别为522×10-5、506×10-5、96.70×10-5和8.90×10-5。结合灵敏度系数和核数据的标准偏差分析,结果显示:对keff影响较大的核素及反应道为235U()、(n,γ)、238U(n,γ)、C-graphite(n,el)、7Li(n,γ)、239Pu()、(n,f)和135Xe(n,γ)等核反应数据;对控制棒价值和温度反应性影响比较大的核素及反应道为19F(n,el)、58Ni(n,γ)、6Li(n,t)等核反应数据。
摘要:辐射屏蔽计算是核电厂辐射防护设计和审评的重要内容之一。国际屏蔽计算软件对中国实行“出口封锁”, 制约了我国核电辐射屏蔽审核计算能力,因此,研发了具有自主知识产权的基于蒙特卡罗方法的辐射屏蔽专用蒙特卡罗软件RShieldMC(Radiation Shielding Monte Carlo)。为了验证RShieldMC程序,进行中子注量率计算的准确性和适用性,利用秦山一期反应堆结构与辐照监督管相关参数,通过RShieldMC可视化前处理模块建立辐照监督管屏蔽计算模型,计算秦山一期反应堆辐照监督管堆芯中平面和上焊缝处的中子注量率。RShieldMC程序计算结果与辐照监督管实验测量值以及MCNP(Monte Carlo N-Particle)、JMCT-S(J Monte Carlo Transport)、TORT(Three-dimensional Neutron/Photon Transport)程序计算结果符合较好,验证了RShieldMC软件在中子注量率计算中的可用性及正确性。
摘要:熔盐堆(Molten Salt Reactor, MSR)采用熔融的氟化盐混合物作为燃料,由于核燃料的特殊性,MSR在中子物理学方面与传统固体燃料反应堆有着较大区别。本文基于蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code),以美国橡树岭国家实验室(Oak Ridge National Laboratory, ORNL)熔盐堆实验(Molten-Salt Reactor Experiment, MSRE)为参考反应堆,系统研究了堆芯尺寸、燃料盐体积比、燃料盐重金属摩尔比、燃料盐渗透等物理参数对堆芯物理特性参数的影响。结果表明:随着堆芯尺寸增加,堆芯临界装载量有最小值;随着燃料盐体积比增加,燃料盐回路系统中重金属临界装载量先减少后增加,燃料温度系数的绝对值同样先减小后增加;燃料盐浸渗对堆芯反应性的影响,与燃料盐体积比增加对堆芯反应性产生的影响一致。本研究为2 MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel, TMSR-LF1)设计提供理论参考。