1 中国科学院 核能安全技术研究所, 中子输运理论与辐射安全重点实验室, 合肥 230031
2 中国科学技术大学, 合肥 230026
为了验证SuperMC软件系统对装载MOX燃料压水堆的临界计算能力，采用国际经合组织核能署 （OECD/NEA）2001年发布的三维VENUS-Ⅱ国际基准模型对SuperMC3.1版本进行了测试验证。本次测试包括栅元和堆芯两个部分，分别计算了栅元无限增殖因数、重核反应率、堆芯有效增殖因数、堆芯轴向裂变反应率等关键物理参数。将SuperMC计算结果与基准模型实验测量值以及MCNP计算值作了对比。结果显示：在测试范围内，SuperMC计算值与参考值吻合得较好，表明SuperMC可应用于含MOX燃料堆芯的临界计算。
VENUS-Ⅱ基准模型 蒙特卡罗 MOX燃料 测试验证 SuperMC SuperMC VENUS-Ⅱ benchmark Monte Carlo MOX fuel validation 强激光与粒子束
2018, 30(1): 016008
针对HPR1000压水堆堆芯，开展了应用MOX (混合氧化物燃料)组件的燃料管理方案初步研究。对MOX燃料组件进行设计，研究了MOX燃料成分及燃料棒在组件内的布置。在此基础上，开展了1/4堆芯年换料、18个月长周期换料，并装载50%MOX组件这两种燃料管理方案研究。通过与UO2堆芯的对比，分析了装载50%MOX组件堆芯的核特性。分析结果表明，两种50%堆芯装载MOX组件的燃料管理方案，其堆芯主要物理参数均满足核设计准则要求。
HPR1000堆芯 MOX组件 燃料管理 HPR1000 core MOX fuel fuel loading pattern 强激光与粒子束
2017, 29(3): 036010
对含MOX燃料堆芯的压力容器(RPV)快中子注量率计算进行了初步研究,探讨了适用于MOX堆芯方案屏蔽计算的堆芯源项处理方法。采用三维离散纵标程序TORT,针对CAP1400型堆芯装载50%MOX燃料方案开展了RPV快中子注量计算,结果表明: 堆芯装载50%MOX燃料可满足RPV屏蔽安全设计要求; 对比分析含MOX堆芯方案和全UO2堆芯方案的RPV快中子注量率的特性差异,从RPV辐射防护最优化的角度,后续燃料管理方案优化时可重点关注关键位置处组件的布置。
MOX燃料 压力容器 快中子注量 MOX fuel reactor pressure vessel fast neutron flux TORT TORT 强激光与粒子束
2017, 29(3): 036008
