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熔盐实验堆中燃料核素的灵敏度系数计算分析_刘亚芬 (1)
第47卷增刊原子能科学技术Vol.47,Suppl. 2013年6月Atomic Energy Science and Technology Jun.2013
熔盐实验堆中燃料核素的灵敏度系数计算分析
刘亚芬1,2,郭 锐1,3,胡继峰1,蔡翔舟1,陈金根1
(1.中国科学院上海应用物理研究所,上海 201800;2.中国科学院大学,北京 100049;
3.兰州大学核科学与技术学院,甘肃兰州 730000)
摘要:以熔盐实验堆为模型,采用MCNP5和SCALE5.1中的TSUNAMI-3D-K5对燃料核素的灵敏度系数进行计算与分析。结果表明,灵敏度系数与核素在MSRE中的含量、位置和核素的中子反应截面有关,得到灵敏度系数最大的核素235 U的宏观裂变截面和宏观俘获截面的灵敏度系数分别为0.267和0.110。MCNP5和TSUNAMI-3D-K5计算不同能区下232 Th宏观总截面和俘获截面的灵敏度系数曲线一致,曲线在0.1eV附近有一小峰,振荡区域同截面共振区范围相同。
关键词:熔盐实验堆;燃料核素;灵敏度系数
中图分类号:TL349 文献标志码:A 文章编号:1000-6931(2013)S0-0270-05
doi:10.7538/yzk.2013.47.S0.0270
Sensitivity Coefficient Analysis of Fuel Nuclides
on Molten Salt Reactor Experiment
LIU Ya-fen1,2,GUO Rui 1,3,HU Ji-feng1,CAI Xiang-zhou1,CHEN Jin-gen1(1.Shanghai Institute of Applied Physics,Chinese Academy of Sciences,Shanghai 201800,China;
2.University of Chinese Academy of Sciences,Beijing100049,China;
3.School of Nuclear Science and Technology,Lanzhou University,Lanzhou730000,China)
Abstract: The MCNP5and TSUNAMI-3D-K5of code system SCALE5.1were used inthis paper to perform calculations and analysis on the fuel nuclides sensitivity coefficientfor the molten salt reactor experiment.It is indicated from the results that the fuelnuclides sensitivity coefficient is related to the nuclide fraction,position and neutronreaction cross section.The sensitivity coefficients of macroscopic fission and capturecross section of 235 U with the maximum sensitivity coefficient are 0.267and 0.110respectively.MCNP5and TSUNAMI-3D-K5results for 232 Th macroscopic total andcapture cross section sensitivity coefficient variation of neutron energy are same,bothhave a peak around 0.1eV,and the vibration ranges are consistent with the crosssection resonance zones.
Key words:molten salt reactor experiment;fuel nuclides;sensitivity coefficient
收稿日期:2012-12-05;修回日期:2013-02-06
基金项目:中国科学院战略性先导科技专项资助项目(XDA02010200)
作者简介:刘亚芬(1986—),女,湖南益阳人,博士研究生,从事反应堆物理计算研究
熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experi-ment,MSRE)是第4代反应堆论坛(GIF)选定的6种先进核能系统中唯一的液态燃料反应堆,在安全性、经济性、核资源可持续发展以及防核扩散等方面具有其他堆型无法比拟的优越性,其最早的研究始于20世纪50年代[1-2]。与传统的固态燃料反应堆相比,熔盐堆的在线后处理和突出的核废料嬗变和焚化特性使其具有最高的可持续发展等级。熔盐堆以优异的物理特性日益受到科研界的青睐。
钍铀燃料循环将自然界中的可裂变核素232 Th转化为易裂变核素233 U,以缓解核燃料资源供应紧张。熔盐堆的在线添料、换料及后处理使其成为钍资源核能利用的理想堆型,但作为一全新的核反应堆技术,在理论计算和实验上均充满了挑战,尤其熔盐堆运行在高温条件下,钍铀燃料循环相关核数据十分不全,需进行针对性的核数据评价和加工,因此,最终用于计算的核数据误差引起反应堆物理分析的不确定度很重要。
本计算基于NJOY99程序对ENDF/B-Ⅵ.8加工的900k核数据,选取MSRE为计算模型。首先,分别计算活性区燃料核素和活性区外围燃料核素灵敏度系数,其次,计算确定keff对核素235 U、233 U、232 Th、19 F的不同中子反应截面的灵敏度系数;最后选择232 Th宏观总截面和宏观俘获截面进行不同能区下宏观截面扰动时keff的灵敏度系数研究。
1 计算模型及计算程序
1.1 计算模型MSRE
MSRE是美国橡树岭国家实验室(OakRidge National Library)于1965年建成的一座8MW的实验堆,其运行温度为650℃,采用液态氟盐燃料作为堆芯燃料[3-5]。图1a、b分别为基于MCNP5可视化建模得到的MSRE模型剖面图与截面图。
MSRE整个堆芯置于反应堆容器内,反应堆容器高约235cm,直径约150cm,容器内主要为装载有燃料和石墨慢化剂棒的活性区。燃料成分为LiF-BeF2-ZrF4-ThF4-UF4,其中,7 Li的富集度为99.992 6%。石墨慢化剂棒长160cm,边长5.08cm,其4个侧面含U型孔道,与相邻石墨棒面上的U型孔道拼接成熔盐燃料通道,整个活性区直径约140m。活性区外层为约1cm厚的堆芯罐,堆芯罐和反应堆容器之间流动的燃料起冷却作用,称为热交换燃料盐。熔盐燃料从燃料入口流进反应堆容器与堆芯罐之间,随后流至反应堆容器底部,在容器底部由防涡流叶片引导向上流入燃料通道,最后经反应堆容器顶部流入燃料出口管道,流速为1.514m3/min[6-7]。本文将汇集在反应堆容器底部和顶部的燃料盐以及热交换燃料盐统称活性区外围燃料
。
图1 基于MCNP5的可视化建模
Fig.1 Model for MSRE by MCNP5visual editor
1.2 计算程序
本文主要采用MCNP5及SCALE5.1中的控制模块TSUNAMI-3D-K5进行计算。MCNP是美国洛斯阿拉莫斯国家实验室(LANL)开发的一套大型、通用的多功能三维多粒子输运蒙特卡罗程序[8],可用于计算中子、光子、电子及其耦合输运问题,也可用于计算临界系统(包括次临界系统和超临界系统)的临界本征值。MCNP5中外围卡PERTn扰动卡使用一阶和二阶微分算子技术,可对指定栅元进行材料密度、成分或反应截面数据的扰动计算。扰动计算采用动态存储,因而不限制扰动卡数量。对每个扰动,所有的计数计算均重复1遍,给出估计得到的技术微分变化,或直接将该变化加到无扰动的计数上。
SCALE5.1是美国橡树岭国家实验室开发并维护的许可评估标准化计算机分析程序包,主要用于核反应堆物理分析、临界安全分析和辐射屏蔽计算分析等方面[9]。它是一模块化程序系统,控制模块可按照指定顺利调用各功能模块完成某项特定任务。TSUNAMI-3D-K5
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增刊 刘亚芬等:熔盐实验堆中燃料核素的灵敏度系数计算分析
是其中用于三维临界计算中截面灵敏度和不确定性分析的控制模块。其调用的功能模块和流程如图2所示。BONAMI功能模块用于在窄共振近似条件下,采用Bondarenko方法计算不可分辨共振能区的共振自屏截面,NITAWL或CENTRM/PMC功能模块均可处理可分辨共振能区的自屏蔽权重截面,区别在于NITW-AL利用Nordheim积分方法求解燃料-慢化剂两区中子慢化方程并在慢化区采用窄共振近似,而CENTRM则利用SN方法求解后面的一维或均匀问题的连续能量慢化方程,可选功能模块XSDRNPM用于进行基于栅元的截面数据权重配置,三维蒙特卡罗程序KENOV.a用于进行临界计算,SAMS程序用于灵敏度和不确定性计算
。
图2 TSUNAMI-3D-K5流程图Fig.2 Flow diag
ram of TSUNAMI-3D-K52 灵敏度系数计算结果与分析
2.1 灵敏度系数计算
分别计算了keff对各燃料核素宏观截面的灵敏度系数Skeff,Σ
,计算公式如下:Skeff
,Σ=Σkeff·dkeffdΣ=Σkeff·keff,Σ+-keff,Σ
-Σ+-Σ
-(1
)式中:Σ+和Σ-分别为增加和减少的核素宏观截
面;keff,Σ+和keff,Σ-则分别为核素宏观截面增加Σ+和减少Σ-后的keff;
灵敏度系数与核素宏观截面增加或减少的百分比的乘积则为灵敏度。
模拟计算首先需选择堆芯的燃料成分和核素含量,计算得到MSRE的燃料核素含量列于
表1,核素含量前3位的是19F、7Li、9
Be。MSRE堆芯中燃料分布于堆芯的位置不同,
能谱变化会有所不同,将0~20MeV能量区间划分为200个能群,采用MCNP5的F4卡对活性
区燃料、活性区外围燃料及总体燃料的中子注量率分能区进行计数,
计数结果归一化到每个源粒子,计数结果示于图3。由于无慢化剂,活性区外围燃料能谱明显比活性区燃料的能谱硬,堆芯总体燃料能谱为热谱,中子注量率计数最大值在0.1eV附近。
表1 燃料成分和含量
Table 1 Comp
osition of fuel and atom fraction核素
含量235
U 1.035 03×10-3233
U 1.159 92×10-4238
U 6.182 97×10-5234
U 1.236 59×10-5236
U
1.236 60×10-5232
Th
4.121 98×10-3Zr
2.061 69×10-27
Li 2.885 18×10-16
Li
2.060 99×10-59
Be 9.769 09×10-219
F
5.877
94×10-
1图3 中子注量率计数
Fig
.3 Counts of neutron fluence rate由于MSRE堆芯活性区燃料和活性区外围燃料的能谱差异大,分别计算活性区燃料核
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72原子能科学技术 第47卷
素和活性区外围燃料核素灵敏度系数,结果如图4所示。从图4可看到,核素的灵敏度系数
与MSRE中核素在堆中的含量有关,19 F、7
Li
、9
Be在堆芯中含量大,灵敏度系数也较大。而235
U、233 U、232 Th、6
Li的灵敏度系数大的原因是这些核素拥有较大的中子反应截面。另外,
灵敏度系数与MSRE中核素在堆芯的位置有
关,活性区燃料中Zr的灵敏度系数为负,活性区外围燃料中Zr的灵敏度系数为正,
活性区外围燃料中的核素235 U、233 U、232 Th、6
Li由于
能谱变硬,中子反应截面迅速减小,灵敏度系数也减小很多
。
图4 燃料核素灵敏度系数
Fig.4 Sensitivity
coefficient of fuel nuclides2.2 keff对不同截面的灵敏度系数计算
为确定keff对核素的不同中子反应截面的灵敏度系数,取活性区燃料核素中灵敏度系数
较大的4个核素235 U、233 U、232 Th、19
F,
分别计算keff对宏观裂变截面Σfis、俘获截面Σcap、弹性散射截面Σel及非弹性散射截面Σinel的灵敏度系数Skeff,Σ
,计算结果列于表2。表2 不同宏观截面的灵敏度系数Table 2 Sensitivity coefficientsof different macroscop
ic cross sections核素103 Skeff,Σfis103
Skeff,Σcap103 Skeff,Σel103
Skeff,Σinel
235 U 267.08-110.26-0.005-0.157233 U
4.232-0.884-0.005-0.015232 Th 0.015-8.113 0.343—19
F
—
-0.582
4.564
—
表2结果显示,keff对
235
U的宏观裂变截面和宏观俘获截面的灵敏度系数的绝对值最大,
分别为0.267和0.110,233
U的宏观裂变截
面、232 Th的宏观俘获截面和19 F的宏观弹性散
射截面的灵敏度系数的绝对值也较大,分别为0.042、0.081和0.046。因而对同一核素的不
同截面进行扰动时,得到的keff灵敏度系数是不
同的,针对MSRE的堆芯计算,235 U、233
U、232
Th等重要核素的灵敏度系数较大的截面须
选择精确的微观评价数据。
2.3 不同能区的灵敏度系数计算
MSRE燃料中重要核素235 U、233 U、232
Th的截面随能量变化的幅度显著,由上述分析可
知,keff对截面的灵敏度系数影响很大,
因而选择钍铀循环中最为关注的232 Th宏观总截面和
宏观俘获截面来进行不同能区灵敏度系数计算分析。将中子能量从0到20MeV按
SCALE5.1中能群划分标准分成238群,给出MCNP5和TSUNAMI-
3D-K5计算结果对比示于图5、6
。
图5 232
Th宏观总截面灵敏度系数随
中子能量的变化
Fig.5 232
Th macroscop
ic total cross sectionsensitivity
coefficient vs neutron energ
y图6 232
Th宏观俘获截面灵敏度系数
随中子能量的变化
Fig.6 232
Th macroscopic cap
ture cross sectionsensitivity
coefficient vs neutron energy3
72增刊 刘亚芬等:熔盐实验堆中燃料核素的灵敏度系数计算分析
MCNP5和TSUNAMI-3D-K5计算结果十分吻合,keff对232 Th宏观俘获截面和宏观总截面的灵敏度系数随中子能量的变化曲线基本相同,最大灵敏度系数绝对值位于13eV附近。两条曲线均在0.1eV附近有一小峰,这与MSRE的总体燃料能谱的峰值位置一致,说明灵敏度系数也受堆芯能谱影响,另外,曲线的振荡区范围同232 Th的总截面和俘获截面的共振区范围一致,截面直接影响灵敏度系数。
3 结论
本文针对熔盐实验堆MSRE,利用MCNP5及SCALE5.1中的控制模块TSUNAMI-3D-K5计算和分析了keff对燃料核素宏观截面的灵敏度系数。结果表明,核素的灵敏度系数与核素在MSRE中的含量、位置和核素的中子反应截面有关,燃料中一些核素的灵敏度系数很大,如keff对核素235 U宏观裂变截面和宏观俘获截面的灵敏度系数分别为0.267和0.110,且同一核素截面,不同中子能区的灵敏度系数差别也不容忽视。因此,在进行MSRE堆芯物理计算时选择精确的微观评价库很重要。
参考文献:
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2原子能科学技术 第47卷
大学物理实验理论考试题目及答案3
多项选择题(答案仅供参考) 1.请选出下列说法中的正确者( CDE ) A :当被测量可以进行重复测量时,常用重复测量的方法来减少测量结果的系统误差。 B :对某一长度进行两次测量,其测量结果为10cm 和10.0cm ,则两次测量结果是一样 的。 C :已知测量某电阻结果为:,05.032.85Ω±=R 表明测量电阻的真值位于区间 [85.27~85.37]之外的可能性很小。 D :测量结果的三要素是测量量的最佳值(平均值),测量结果的不确定度和单位。 E :单次测量结果不确定度往往用仪器误差Δ仪来表示,而不计ΔA . 2.请选择出表达正确者( AD ) 3333 343/10)08.060.7(: /14.060.7:/1041.01060.7: /05.060.7:m kg D m kg C m kg B m kg A ?±=±=?±?=±=ρρρρ 3.请选择出正确的表达式: ( CD ) 3333 34/10)08.060.10( : (mm)1087.9)(87.9 :/104.0106.10 : )(10500)(5.10 :m kg D m C m kg B g kg A ?±=?=?±?==ρρ 4: 10.()551.010() A kg g =? 4.请选择出表达正确者( A ) 333 3/04.0603.7: /14.060.7:/041.060.7: /04.060.7:m kg D m kg C m kg B m kg A ±=±=±=±=ρρρρ 5.请选择出表达正确者 ( BC ) 0.3mm 10.4cm h :D /10)08.060.7(:0.3cm 10.4h :B /1041.01060.7 :33334±=?±=±=?±?=m kg C m kg A ρρ 6.测量误差可分为系统误差和偶然误差,属于系统误差的有: ( AD ) A:由于电表存在零点读数而产生的误差; B:由于测量对象的自身涨落所引起的误差; C:由于实验者在判断和估计读数上的变动性而产生的误差。 D:由于实验所依据的理论和公式的近似性引起的测量误差;
常用材料的导热系数表
材料的导热率 傅力叶方程式: Q=KA△T/d, R=A△T/Q Q: 热量,W;K: 导热率,W/mk;A:接触面积;d: 热量传递距离;△T:温度差;R: 热阻值 导热率K是材料本身的固有性能参数,用于描述材料的导热能力。这个特性跟材料本身的大小、形状、厚度都是没有关系的,只是跟材料本身的成分有关系。所以同类材料的导热率都是一样的,并不会因为厚度不一样而变化。 将上面两个公式合并,可以得到 K=d/R。因为K值是不变的,可以看得出热阻R值,同材料厚度d是成正比的。也就说材料越厚,热阻越大。 但如果仔细看一些导热材料的资料,会发现很多导热材料的热阻值R,同厚度d并不是完全成正比关系。这是因为导热材料大都不是单一成分组成,相应会有非线性变化。厚度增加,热阻值一定会增大,但不一定是完全成正比的线性关系,可能是更陡的曲线关系。 根据R=A△T/Q这个公式,理论上来讲就能测试并计算出一个材料的热阻值R。但是这个公式只是一个最基本的理想化的公式,他设定的条件是:接触面是完全光滑和平整的,所有热量全部通过热传导的方式经过材料,并达到另一端。
实际这是不可能的条件。所以测试并计算出来的热阻值并不完全是材料本身的热阻值,应该是材料本身的热阻值+所谓接触面热阻值。因为接触面的平整度、光滑或者粗糙、以及安装紧固的压力大小不同,就会产生不同的接触面热阻值,也会得出不同的总热阻值。 所以国际上流行会认可设定一种标准的测试方法和条件,就是在资料上经常会看到的ASTM D5470。这个测试方法会说明进行热阻测试时候,选用多大的接触面积A,多大的热量值Q,以及施加到接触面的压力数值。大家都使用同样的方法来测试不同的材料,而得出的结果,才有相比较的意义。 通过测试得出的热阻R值,并不完全是真实的热阻值。物理科学就是这样,很多参数是无法真正的量化的,只是一个“模糊”的数学概念。通过这样的“模糊”数据,人们可以将一些数据量化,而用于实际应用。此处所说的“模糊” 是数学术语,“模糊”表示最为接近真实的近似。 而同样道理,根据热阻值以及厚度,再计算出来的导热率K值,也并不完全是真正的导热率值。 傅力叶方程式,是一个完全理想化的公式。我们可用来理解导热材料的原理。但实际应用、热阻计算是复杂的数学模型,会有很多的修正公式,来完善所有的环节可能出现的问题。总之: a. 同样的材料,导热率是一个不变的数值,热阻值是会随厚度发生变化的。 b. 同样的材料,厚度越大,可简单理解为热量通过材料传递出去要走的路程越多,所耗的
导热系数的测量实验报告
导热系数的测量 导热系数(又称导热率)是反映材料热性能的重要物理量,导热系数大、导热性能好的材料称为良导体,导热系数小、导热性能差的材料称为不良导体。一般来说,金属的导热系数比非金属的要大,固体的导热系数比液体的要大,气体的导热系数最小。因为材料的导热系数不仅随温度、压力变化,而且材料的杂质含量、结构变化都会明显影响导热系数的数值,所以在科学实验和工程设计中,所用材料的导热系数都需要用实验的方法精确测定。 一.实验目的 1.用稳态平板法测量材料的导热系数。 2.利用稳态法测定铝合金棒的导热系数,分析用稳态法测定不良导体导热系数存在的缺点。 二.实验原理 热传导是热量传递过程中的一种方式,导热系数是描述物体导热性能的物理量。单位时间内通过某一截面积的热量dQ/dt 是一个无法直接测定的量,我们设法将这个量转化为较容易测量的量。为了维持一个恒定的温度梯度分布,必须不断地给高温侧铜板加热,热量通过样品传到低温侧铜板,低温侧铜板则要将热量不断地向周围环境散出。单位时间通过截面的热流量为: 当加热速率、传热速率与散热速率相等时,系统就达到一个动态平衡,称之为稳态,此时低温侧铜板的散热速率就是样品内的传热速率。这样,只要测量低温侧
铜板在稳态温度 T2 下散热的速率,也就间接测量出了样品内的传热速率。但是,铜板的散热速率也不易测量,还需要进一步作参量转换,我们知道,铜板的散热速率与冷却速率(温度变化率)dQ/dt=-mcdT/dt 式中的 m 为铜板的质量, C 为铜板的比热容,负号表示热量向低温方向传递。 由于质量容易直接测量,C 为常量,这样对铜板的散热速率的测量又转化为对低温侧铜板冷却速率的测量。铜板的冷却速率可以这样测量:在达到稳态后,移去样品,用加热铜板直接对下铜板加热,使其温度高于稳态温度 T2(大约高出 10℃左右),再让其在环境中自然冷却,直到温度低于 T2,测出 温度在大于T2到小于T2区间中随时间的变化关系,描绘出 T —t 曲线(见图 2),曲线在T2处的斜率就是铜板在稳态温度时T2下的冷却速率。 应该注意的是,这样得出的 t T ??是铜板全部表面暴露于空气中的冷却速率, 其散热面积为 2πRp2+2πRphp (其中 Rp 和 hp 分别是下铜板的半径和厚度),然而, 设样品截面半径为R ,在实验中稳态传热时,铜板的上表面(面积为 πRp2)是被 样品全部(R=Rp )或部分(R