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菜单ISSN: 2320 - 2459
ISSN: 2320 - 2459
加纳大学核联合科学学院核工程系
收到的日期: 01/04/2018;接受日期:17/05/2018;发布日期: 24/05/2018
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介绍与加纳研究反应堆-1 (GHARR-1)低浓缩铀堆芯有关的中子计算是本文的目标。这些都是维持堆芯安全可靠运行的关键因素。中子参数为:倍增因子(keff)、干净冷核剩余反应度(ρex)、控制棒值(CRW)、内外实验通道中子通量分布和缓发中子分数。本研究采用蒙特卡罗- n粒子(MCNP5)中子模拟程序。这些计算是在GHARR-1的最终堆芯加载和随后的实验零功率测试(ZPT)之前完成的。计算出低铀堆芯的过量反应活性为4.03±0.05 mk，表明该反应器运行安全可靠。
低浓缩铀，小型中子源反应堆
加纳研究反应堆-1是一个微型中子源反应堆(MNSR)，由中国科学院发展原子能(CIAE)。该反应堆是一个紧凑的研究反应堆，旨在模仿加拿大的SLOWPOKE反应堆设计图1．微堆由于其固有的安全性而受到全世界的青睐[1］．该反应堆辅助设施简单，冷却系统和屏蔽可靠。微堆是一个34千瓦功率的池中罐式研究反应堆，使用低浓缩铀(13.0% U-235)作为燃料，铍作为反射器，轻水作为冷却剂，减缓剂和生物屏蔽。微堆主要用于教学，而中子源则用于研究活动，例如中子活化分析[2，3.］．堆芯由燃料笼、装有唯一控制棒的控制棒导管、燃料棒、假棒和拉杆组成。反应堆运行过程中产生的热量通过自然对流除去。微堆内部有5个实验通道，4种反应性监管机构以及两个裂变室，分别位于环形铍反射器内部，五个外部实验通道位于外部，如图所示图2．
图1:GHARR-1微堆垂直截面图
图2:GHARR-1微堆的水平截面图
介绍了该反应器的技术概况表1．
表1。GHARR-1微堆技术综述。
| 参数 | 描述 |
|---|---|
| 植物 | |
| 反应堆类型 | Tank-in-pool |
| 热功率 | 34个千瓦 |
| 冷却系统 | 自然对流 |
| 内部实验场地 | 5 |
| 外围实验场地 | 5 |
| 燃料元件 | |
| 燃料 | UO2 |
| 浓缩 | 13.00% |
| 密度 | 10.6 gcm-3 |
| 燃料直径 | 4.3毫米 |
| 长度 | 230毫米 |
| 护套材料 | Zircorium-4合金 |
| 核心 | |
| 核心直径 | 230毫米 |
| 核心的高度 | 230毫米 |
| 同心圆的个数 | 10 |
| 杆位数 | 354 |
| 装载的燃料棒数目 | 335 |
| 虚拟棒数量 | 15 |
| 领带棒 | 4 |
| 剩余反应性 | ̴4 mk |
| 控制棒 | |
| 控制棒数量 | 1 |
| 反应棒数 | 4 |
| 吸收材料 | 镉 |
| 反射器 | |
| 侧反射器 | 204毫米厚 |
| 底部反射器 | 50毫米厚 |
| 顶部反射器 | 变厚度 |
| 材料 | 金属铍 |
最大热中子通量在内部实验地点获得，对应于大约4 mk (mk=103(Δk / k))。为了补偿反应器的长期反应性，一个或多个铍垫片被添加到顶部垫片托盘。采用蒙特卡罗- n粒子(MCNP5)代码来模拟过量反应性(ρ前女友)、停堆裕度(SDM)、实验内外场平均通量分布、控制棒值(CRW)和缓发中子分数。
对GHARR-1型低铀堆的三维蒙特卡罗传输代码进行了修改，以反映设备的变化。核数据因为与物理模型组分有关的裂变同位素和非裂变同位素是从若干已评价的数据库中选择的;ENDF/B-VI, ACTL, ACTI等。用一种特殊的散射S(α，β)来处理热散射金属GHARR-1水区的铍反射器和轻水反射器[4］．用浓缩的三组进行中子分析能源结构;热中子、超热中子和快中子分别为0 - 0.55 eV、0.55 eV - 0.1 MeV和0.1 MeV - 20 MeV。计算是使用每周期600,000个源中子进行的，共530 keff循环和初始keff选择1.004的猜测，其中30 keff周期被跳过，以允许源中子在最后k之前调整到平衡状态eff据估计。使用具有初始临界性的临界源卡来估计keff和对应的过剩反应性ρ前女友所有的燃料元件都是裂变源点。TOTNU NO卡也用于估计所有可裂变核素的平均提示中子的临界。该模型还模拟了内辐照点和外辐照点的平均中子通量分布，使用F4计数，计算单位体积内指定能量范围内的轨道长度的通量分布[5］．然后使用公式1中的表达式对输出数据进行归一化。
归一化表达
对MCNP模拟后得到的未归一化输出进行归一化，得到实际中子通量。这是通过利用MCNP代码中提供的一些参数，如裂变损失比、中子裂变q值来完成的。
(1）
MCNP模拟得到的未归一化计数的归一化因子由下式计算[3.];
（2）
缓发中子分数
在蒙特卡罗计算中，考虑引入具有性质的中子
在一个关键的反应堆零功率系统。这个中子将诱导裂变，从而产生其他中子，这些中子将反过来引起另一个裂变，从而导致进一步的中子产生。以这种方式产生的裂变数量将接近一个极限，这是由迭代裂变给出的概率它与伴随函数成正比。
使用提示方法，
（3）
（4）
其中k和kp分别是所有中子和仅提示中子的特征值。
关闭保证金
关闭裕度表征关闭状态下的核心倍增功能，还与紧急关闭时功率级别可能降低的速率有关。停机余量ρsm可由关系[6］．
（5）
在ρw，控制棒价值，ρ前女友过剩反应性和ρsm停机余量k在和k出分别为总杆插入和总杆抽出的特征值。因此,
(6）
给了,
(7）
给出了低铀堆的核临界、堆芯过剩反应度和控制棒价值的计算结果表1．该表显示了GHARR-1 LEU堆芯在控制棒完全从堆芯抽出和完全插入堆芯时的一些特征值及其相关误差。控制棒的价值为7.13 mk，与其他作者报道的值接近。堆芯过量反应性计算为4.03 mk。
使用TOTNU NO卡和控制棒，以估计有效延迟中子分数，如所示表2．
表2。计算GHARR-1低铀堆芯的中子参数。
| 参数 | 低浓缩铀 |
|---|---|
| keff(杆) | 1.00405±0.00005 |
| keff(杆) | 0.99687±0.00005 |
| kp | 1.00365±0.00005 |
| 核心过剩反应性，ρ前女友(可) | 4.03±0.05 |
| 控制棒价值(mk) | 7.13±0.02 |
| 停机余量(mk) | 3.09±0.11 |
| 有效迟发中子(βeff） | 0.00084±0.00005 |
| 安全反应系数(SRF)≥1.5 | 1.77±0.02 |
LEU芯控制棒的停机裕度为3.09 mk。同样，GHARR-1 LEU堆芯内外辐照点的平均中子通量分布与其他作者的报道相似(图3及4)．
图3:辐照通道内平均中子通量分布。
图4:外辐照通道平均中子通量分布。
在这项工作中，使用MCNP5模拟代码对加纳研究反应堆1号LEU堆芯进行了中子计算。结果表明，低浓铀的临界计算结果与高浓铀的临界计算结果吻合较好。
