压水堆中嬗变99Tc和129I的计算研究

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第3章核裂变

解该电站工作1年释放的能量为
E 0.85Pt 0.85 2800106 36586400 7.5061016 焦耳
发生裂变的235U的核为 N f E Ef 2.3461027
总共消耗的235U的核为 Na N f a f 1.169N f 2.7421027
总共消耗235U的质量为
σa(135Xe) : 2.7× 106 b σa(149Sm) : 40800 b σa(235U) : 680.9 b σa(239Pu) : 1011.2 b σa(238U) : 2.7 b 我们将上述具有很大热中子吸收截面的裂变产物称为毒素
还有一些裂变产物如237Np、241Am、243Am、129I和99Tc等，具有很强的放射性和非常长的半衰期
nεpΛsf Λd: 被核燃料吸收的热中子数
3.4 链式裂变反应
（4）有效裂变中子数η
当一个热中子被核燃料吸收，除了引起235U裂变，还必须考虑另外两种情况：被238U吸收或被235U吸收但未能引起核裂变
定义η: 一个热中子被核燃料吸收后平均发出的裂变中子数
对于纯235U ： f 2.08 a
3.4 链式裂变反应
2. 热中子反应堆的四因子公式
控制棒屏蔽
反射层
冷却剂出口
减速剂核燃料热屏蔽冷却剂进口
热中子堆结构示意图
假定反应堆的横向抛面图
3.4 链式裂变反应
（1）快中子增殖因数ε
初始裂变产生的部分快中子与238U核作用并引起238U裂变而产生更多的快中子，这一过程称为238U的快中子增殖效应
Eb (mU 235 mn mU 236 )c2 6.45MeV 对于238U
Eb (mU 238 mn mU 239 )c2 4.8MeV

压水堆化学03

核反应
原子核与原子核，或者原子核与其它粒子（例如中子、γ
光子等）之间的相互作用所引起的原子核的各种变化叫做核反应。
核反应与核衰变的区别：自发与外在作用的区别变化范
围与程度相差很大。

3.核衰变核衰变是放射性核素的特征核性质，在一般情况下，不受外界条件，如温度、压力、电磁场等的影响。原子核放射出来的各种粒子称为核辐射。核衰变可根据其发射的核辐射进行分类，最常见的有α衰变、β衰变、γ衰变等。自发裂变也是核衰变的一种，即原子核自发裂变为两个或两个以上质量相近的核。

冷却剂温度对腐蚀产物的沉积也有很大影响。
一般说来，温度升高溶解度也随之增加，部分沉积物溶
解。95Zr和140Ba在较冷表面的沉积量比在较热表面要分别高71倍和14倍，而温度对137Cs的沉积几乎没有影响。但碘、钼等能以阴离子状态存在的核素的沉积量却随温度升高而增加。
二、冷却剂中的裂变产物

图2-3-1是实测的压水堆中裂变产物γ射线能谱图，其放射性主要由惰性气体裂变产物——氪和氙的各种同位素产生，它们约占90%以上，碘的各种同位素约占3%，铷-88约占1%，铯的各种同位素约小于 1% （1）放射性碘；（2）惰性气体裂变产物；（3）其它裂变产物。

（1）碘在水溶液中的形态特性：浓度较高，易挥发，对人体的危害性大。放射性碘在冷却剂中的浓度较高，且易挥发成为工艺废气的主要成分之一，是压水堆厂房空气中（挥发碘）对人体危害最大的核素。正常运行时，由于冷却剂的泄露也会有少量的碘进入安全壳的空气中，因而挥发性碘的去除是压水堆厂房空气净化系统的首要任务，在压水堆核电站的安全防护中占有重要地位。

应该指出，U235裂变反应成的稳定核素的量要比放射性核素的量大得多，如稳定Kr与放射性85Kr的质量比为49/0.3≈16。因此，在设计各种工艺过程或进行有关实验时，不能忽视化学性质相同的稳定同位素的存在。

压水堆辐照后燃料中子源强计算方法研究

压水堆辐照后燃料中子源强计算方法研究
陈军;彭良辉;杨伟焱;汤春桃;毕光文;杨波;姚进国;王瑞;陈丽培
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2023(57)2
【摘要】压水堆辐照后燃料中子源强在次临界状态下的堆芯反应性测量中具有重要作用。

本文研究了压水堆辐照后燃料自发裂变源强和(α,n)源强的计算方法,提出了^(242)Cm近似法和比例系数拟合法两种(α,n)源强计算方法。

基于自主开发核设计程序系统,开发了堆内辐照后燃料中子源强计算模块,结合微观燃耗模型可以精确考虑对辐照后燃料中子源有重要影响的反应堆空间效应和实际运行历史效应。

燃料组件测试算例结果表明,辐照后燃料总中子源强最大相对偏差约5%。

本文工作为次临界状态下堆芯反应性测量技术的研发奠定了基础。

【总页数】8页(P294-301)
【作者】陈军;彭良辉;杨伟焱;汤春桃;毕光文;杨波;姚进国;王瑞;陈丽培
【作者单位】上海核工程研究设计院有限公司;国核示范电站有限责任公司
【正文语种】中文
【中图分类】TL329
【相关文献】
1.先进的压水堆燃料管理计算方法研究及软件研制
2.压水堆辐照监督管中子注量计算方法改进研究
3.秦山核电厂压水堆考验燃料组件辐照后检验
4.压水堆核电站实
心燃料堆芯向环形燃料堆芯过渡方案研究5.压水堆燃料棒湍流激励流致振动响应计算方法研究
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压水堆重反射层堆芯核热耦合高精度计算分析研究

摘要重反射层的应用可提高反应堆中子经济性其结构和中子吸收特性均与压水堆常规围板反射层差异较大因此对核设计程序的计算分析能力提出了新的要求为分析重反射层建模方案对堆芯中子学计算结果的影响使用先进中子学程序 E:$>VK 和确定论堆芯高保真模拟程序 K":>V` 对压水堆重反射层问题进行了高保真模拟分析了.种反射层建模方案下计算结果的差异并将高精度计算结果与商用核设计程序系统进行了对比数值结果表明重反射层水洞内冷却剂温度变化对计算结果影响较小相较精确建模方案重反射层铁水打混建模方案造成的反应性计算偏差在 <'+456 以内组件相对功率分布计算偏差在 <)& 以内关键词堆芯核热耦合高保真模拟重反射层 E:$>VKK":>V` 中图分类号F=')1J)!!! 文献标志码$!!!文章编号(+++V01'()+))+)V+')0V+, 84/(+J;.',_OWJ)+)(J_LTbHA8J+,,1
L*-.540/,:'08&6*59')76385'-)/,:+4-G)/01K/16Z/8*)/.3 ?/9-)'./4042TU$ +45*B/.6 K*'J3$*2)*,.45
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压水堆堆芯Pin-by-pin计算广义等效均匀化方法研究

DOI：10.16660/ki.1674-098X.2020.14.059压水堆堆芯Pin-by-pin计算广义等效均匀化方法研究①张斌1,2* 李云召2 吴宏春2 刘勇1 王冬勇1 王星博1 钟旻霄1(1.中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都 610213；2.西安交通大学核科学与技术学院陕西西安 710049)摘要：本文研究了广义等效均匀化方法在压水堆堆芯Pin-by-pin计算中的理论模型，针对矩形指数函数展开扩散方法和矩形指数函数展开简化球谐函数（SP 3）方法推导了零阶不连续因子和二阶不连续因子的计算公式，通过SP 3方程形式构造伪固定源问题解决了高阶输运方程无法提供SP 3方程中二阶中子通量密度的问题。

数值结果表明，广义等效均匀化方法能有效提高压水堆堆芯Pin-by-pin计算的计算精度。

关键词：Pin-by-pin计算矩形指数函数展开广义等效均匀化方法不连续因子中图分类号：O224 文献标识码：A 文章编号：1674-098X(2020)05(b)-0059-04①作者简介：张斌（1989，3—），男，汉族，江苏苏州人，博士，工程师，研究方向：核反应堆物理。

20世纪70年代以后，得益于粗网节块法[1,2]的迅速发展，以组件均匀化理论[3,4]和粗网节块方法为理论框架的两步法计算方案逐渐成为了压水堆工程计算中普遍采用的燃料管理中子学数值计算方法。

伴随着粗网节块法的大量工程应用，适用于组件均匀化的均匀化理论得到了长足的发展。

基于均匀化一般原理，结合早期有限差分堆芯计算的传统均匀化方法，Kord Smith基于等效均匀化理论提出了能够用于工程计算的广义等效均匀化方法[5]，即在等效均匀化参数中引入不连续因子以达到各节块的守恒条件，此化方法很好地满足了绝大部分商用压水堆的工程应用需求。

随着科学研究的不断深入、计算条件和对核设计计算精度要求的不断提高，传统的两步法计算方案面临着越来越严峻的挑战。

压水堆核电厂冷却剂碘同位素活度比值131I133I与燃料完整性关系研究

原子能科学技术 ! ! 第>?卷
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压水堆稳态堆芯分析计算程序

6.1. 堆芯内某处的燃耗深度 .................................................................................................................... 20 6.2. 毒物的核子密度 ................................................................................................................................ 20
7.1. 点堆参数............................................................................................................................................ 22 7.1.1 平均中子通量密度 .......................................................................................................................... 22 7.1.2 平均中子速度 .................................................................................................................................. 22 7.1.3 平均宏观裂变截面和平均宏观吸收截面....................................................................................... 22 7.1.4 无限介质增值因数 .......................................................................................................................... 22

压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项计算研究

第４７卷增刊
２０１３年６月
原

子
能
科
学
技
术
Ｖｏ１．４７，Ｓｕｐｐ１．
ＡｔｏｍｉｃＥｎｅｒｇｙＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ
Ｊｕｎ．２０１３
压水堆核电站运行状态下
气液态放射性流出物源项计算研究
吕炜枫，熊军，唐邵华，刘杰
（深圳中广核工程设计有限公司，广东深圳５１８０５７）
摘要：压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项为环境影响评价的源头。通过对压水堆核电站
ｄｏｉ：１０．７５３８／ｙｚｋ．２Ｏ１３．４７．ＳＯ．０１９７
ＲｅｓｅａｒｃｈｏｎＣａｌｃｕｌａｔｉｏｎｏｆＧａｓｅｏｕｓａｎｄＬｉｑｕｉｄＲａｄｉｏａｃｔｉｖｅＲｅｌｅａｓｅＤｕｒｉｎｇＮｏｒｍａｌＯｐｅｒａｔｉｏｎｆｏｒＰｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄＷａｔｅｒＲｅａｃｔｏｒＰｌａｎｔ
运行状态下气液态放射性流出物的释放途径及其计算基准的研究，得出了各类型压水堆核电站通用的运
行状态下气液态放射性流出物源项计算模型，并分析讨论了主要的影响因素。根据建立的计算模型，采用ＣＰＲ１０００机型的设计参数，计算了ＣＰＲ１０００机型气液态放射性流出物源项预期值，并与大亚湾和岭澳核

压水堆堆芯Pin-by-pin计算扩散系数的计算方法研究

工业技术科技创新导报 Science and Technology Innovation Herald69DOI：10.16660/ki.1674-098X.2020.13.069压水堆堆芯Pin-by-pin计算扩散系数的计算方法研究①张斌1*,2 李云召2 吴宏春2 刘勇1 王冬勇1 王星博1 钟旻霄1(1.中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都 610213；2.西安交通大学核科学与技术学院陕西西安 710049)摘要：压水堆堆芯中子学计算中，扩散系数对堆芯Pin-by-pin计算结果有着重要的影响。

本文对扩散系数的计算方法进行了研究，基于菲克定律，研究了三种不同的扩散系数归并方法。

基于KAIST基准题分析比较了不同少群扩散系数的求解方法对堆芯Pin-by-pin计算精度的影响，计算结果表明，采用以栅元总泄漏率守恒原则归并得到少群扩散系数的方法能兼顾特征值与棒功率的计算精度，拥有更好的计算效果。

关键词：Pin-by-pin计算扩散系数泄漏率守恒中图分类号：O224 文献标识码：A 文章编号：1674-098X(2020)05(a)-0069-03①通讯作者：张斌（1989，3—），男，汉族，江苏苏州人，博士，工程师，研究方向：核反应堆物理，E-mail：jsszwtzb@。

受限于计算机的发展水平，全堆芯中子学非均匀一步法计算无法在实际压水堆燃料管理计算分析中得到应用。

均匀化方法是目前使用的反应堆燃料管理计算的主要理论框架之一，其核心思想是对于在空间与能量尺度上总体跨度较大、精细分布较为复杂的介质，在局部范围内用“等效”的均匀介质近似代替一定的非均匀介质。

均匀化方法的本质是在不影响宏观整体计算精度的前提下舍弃微观局部的特征，利用相应的“等效”均匀化参数进行堆芯低阶输运计算，以降低计算要求并提高计算速度。

在均匀化理论中，判断一个均匀化方法的好坏，除了由方法定义的均匀化参数应真实反映和保持均匀化区域的非均匀性之外，还应在随后堆芯计算中保证经由均匀化之后所求得的解与非均匀堆芯的计算结果相吻合[1]。

典型压水堆停堆后衰变热分布变化规律研究

典型压水堆停堆后衰变热分布变化规律研究廖玮;张敏杰;田宇【摘要】现有核电厂反应堆堆芯功率较大,其停堆后衰变释放的热量相当可观.本文利用压水堆燃料管理程序对国内某900MW核电站堆芯进行了详细的跟踪计算,获得了整个寿期内具有工程参考价值的堆内组件功率分布和累积的燃耗分布.利用ORIGEN-2程序对堆芯不同运行阶段停堆后的衰变热进行计算,分析了停堆后较短时间内衰变热的变化规律,得到了堆芯内各个组件衰变热大小的分布情况.结果表明,寿期初停堆在停堆后短时间内衰变热较高,停堆较长时间后衰变热与反应堆运行时间呈正相关关系.【期刊名称】《河南科技》【年(卷),期】2016(000)001【总页数】3页(P133-135)【关键词】压水堆;衰变热;燃料管理计算【作者】廖玮;张敏杰;田宇【作者单位】中国核动力研究设计院,四川成都 610213;中国核动力研究设计院,四川成都 610213;中国核动力研究设计院,四川成都 610213【正文语种】中文【中图分类】TL33反应堆停堆系统(Reaetortripsystem)是将控制捧快速插人堆芯，迫使反应堆处于次临界状态，最终停闭反应堆的系统。

反应堆停堆系统是反应堆保护系统的组成部分。

快速停堆可以防止反应堆状态参数超出安全限值，减缓事故后果。

压水堆核电站原理：由反应堆释放的核能通过一套动力装置将核能转变为蒸汽的动能，进而转变为电能。

该动力装置由一回路系统，二回路系统及其他辅助系统和设备组成。

反应堆停堆后的功率来自3个部分：燃料棒内储存的显热、剩余缓发中子引起的裂变、裂变产物的衰变及中子俘获产物的衰变。

在停堆后很短的时间内，衰变热将成为最重要的堆内热源。

福岛核事故中，尽管实现了紧急停堆，但停堆后无法及时将产生的衰变热导出堆芯，造成堆芯温度压力升高，堆芯融化。

因此，研究反应堆停堆后的衰变热，分析其分布规律及大小，为热工计算和安全分析提供基础数据具有重要的意义［1-3］。

本文以国内某900MW压水堆核电站反应堆堆芯燃料管理计算的数据为基础，利用ORIGEN-2程序［4］，对反应堆在寿期初、寿期中、寿期末不同时刻停堆后的衰变热进行了计算，分析了停堆最大衰变热发生的时间以及堆芯各个组件的衰变热分布情况。

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杨莹，王三丙，贺朝会
（西安交通大学核科学与技术学院，陕西西安７１００４９）
摘要：选取大亚湾压水堆作为嬗变参考堆，研究在压水堆中嬗变长寿命裂变产物Ｔｃ和Ｉ的可行性。计算结果表明：在１个换料周期（１８个月）内， ”Ｔｃ的最大嬗变率为１５．６９，Ｉ的最大嬗变率为９．１８。通过对不同堆芯方案进行安全性分析发现：添加” Ｔｃ和 ” 。Ｉ后，堆芯有效增殖因数ｒｒ降低且随
Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅｆｅａｓｉｂｉｌｉｔｙｏｆｔｒａｎｓｍｕｔａｔｉｏｎｏｆｌｏｎｇ — ｌｉｖｅｄｆｉｓｓｉｏｎｐｒｏｄｕｃｔ（ＬＬＦＰ）。。ＴｃａｎｄＩｉｎｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄｗａｔｅｒｒｅａｃｔｏｒ（ＰＷＲ）。ｂａｅｓｄｏｎＤａｙａＢａｙＰＷＲ，ｗａｓａｎａｌｙｚｅｄ．ＴｈｅｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎｒｅｓｕｌｔｓｓｈｏｗｔｈａｔｔｈｅｍａｘｉｍｕｍｔｒａｎｓｍｕｔａｔｉｏｎｒａｔｅｉＳ１５．６９ｆｏｒＴｃｄｕｒｉｎｇｏｎｅｒｅｆｕｅｌｉｎｇｃｙｃｌｅｏｆ１８ｍｏｎｔｈｓ，ａｎｄ９．１８ｆｏｒＩ．Ｂｙａｎａｌｙｚｉｎｇｔｈｅｓａｆｅｔｙｒｅｌａｔｅｄ
第４７卷第１ｌ期
２０１３年１１月
原
子பைடு நூலகம்
能
科
学
技
术
ＶｏＬ４７，ＮＯ．１１
ＮＯＶ．２０１３
ＡｔｏｍｉｃＥｎｅｒｇｙＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ
压水堆中嬗变Ｔｃ和９Ｉ的计算研究
燃耗变化的幅度变小；堆芯径向中子通量密度分布无明显变化但径向功率峰因子降低；考虑燃料温度系数、慢化剂温度系数、硼微分价值以及控制棒价值等，得出在反应性温度系数及反应性控制方面不会导致安全问题，相反有优化作用。因此，从安全角度分析，在压水堆中嬗变 ” Ｔｃ和。Ｉ是可行的。
＿
ＪｉａｏｔｏｎｇＵｎｉｖｅｒｓｉｔｙ，Ｘｉ ’ ａｎ７１００４９，Ｃｈｉｎａ）（ＳｃｈｏｏｌｏｆＮｕｃｌｅａｒＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ，ｘｉ ’ ａｎ
ｔｈｅｋＨｇｅｔｓｌｏｗｅｒａｎｄｔｈｅｒａｎｇｅｏｆｖａｒｉａｔｉｏｎｗｉｔｈｂｕｒｎｕｐｂｅｃｏｍｅｓｓｍａｌｌ，ａｎｄｏｂｖｉｏｕｓｃｈａｎｇｅｏｆｔｈｅｒａｄｉａ１ｎｅｕｔｒｏｎｆｌｕｘｄｅｎｓｉｔｙｏｆｒｅａｃｔｏｒｃｏｒｅｉｓｎｏｔｆｏｕｎｄ，ｂｕｔｔｈｅｒａｄｉａｌｐｏｗｅｒｐｅａｋｉｎｇｆａｃｔｏｒｉｓｄｅｃｌｉｎｅｄ．Ａｎｄａｌｓｏ，ｔｈｅｒｅｉｓｎｏｓａｆｅｔｙｐｒｏｂｌｅｍｓｆｏｒｒｅａｃｔｉｖｉｔｙｃｏｅｆｆｉｃｉｅｎｔａｎｄｃｏｎｔｒｏ１ａｆｔｅｒｃｏｎｓｉｄｅｒｉｎｇｆｕｅＩｔｅｍｐｅｒａｔｕｒｅｃｏｅｆｆｉｃｉｅｎｔ，ｍｏｄｅｒａｔｏｒ
ＣｏｍｐｕｔａｔｉｏｎａｌＳｔｕｄｙｏｎＴｒａｎｓｍｕｔａｔｉｏｎｏｆ ’ ＴｃａｎｄＩ
ｉｎＰｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄＷａｔｅｒＲｅａｃｔｏｒ
ＹＡＮＧＹｉｎｇ，ＷＡＮＧＳａｎｂｉｎｇ，ＨＥＣｈａｏ — ｈｕｉ
关键词：压水堆；嬗变；Ｔｃ； ” Ｉ
中图分类号：ＴＬ９４文献标志码：Ａ文章编号：１０００ — ６９３１（２０１３）１１－２０７７ — ０８
ｄｏｉ：１０．７５３８／ｙｚｋ．２０１３．４７．１１．２０７７
transmutation99tc核电厂乏燃料具有很高的放射性活度和衰变热若直接作为高放废物来处置对环境具有长期潜在的危害其安全处置问题关系到核能的可持续发展99tc具有寿命长毒性大和容易迁移渗透到生物圈等特点是高放废物长期风险的重要贡目前对99tc较适用的嬗变方法是采用热中子嬗变技术利用99tc中子发生辐射俘获反应转变成短寿命核素或稳定核素本文利用mcnporigen2耦合程序系统研究99tc包括嬗变方案选择99tc嬗变效果分析以及添加99tc核素后对反应堆相关安全参数的影响以评估压水堆嬗变的技术可计算模型本文选用的模型基于大亚湾核电厂压水堆的堆芯设计热功率为895mwt铀总重72畅5目前大亚湾在后期循环中采用18个月换料燃料管理方案棒束控制组件采用61
ｉｔｅｍｓｏｆｄｉｆｆｅｒｅｎｔｒｅａｃｔｏｒｃｏｒｅｓ，ｉｔｉｓｓｈｏｗｎｔｈａｔ，ａｆｔｅｒｉｎｔｒｏｄｕｃｉｎｇＬＬＦＰｓｉｎｔｏＰＷＲ，