中子动态参数的准确分析与反应堆的安全特性紧密相关.固态燃料钍基熔盐实验堆(Thorium-based Molten Salt experiment Reactor with Solid Fuel, TMSR-SF1)作为第四代新堆型,采用蒙特卡罗输运程序计算其动态参数更有利于核安全评审.本文基于较通用的蒙特卡罗多粒子输运(Monte Carlo N Particle Transport Code, MCNP)程序,植入了动态参数直接统计方法,用于计算TMSR-SF1中的有效缓发中子份额和有效中子代时间.通过多个ICSBEP (International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project)基准题的检验,计算结果与基准题实验误差在±5%以内,证明了该方法的准确性.运用该方法计算得到TMSR-SF1中6组有效缓发中子份额和有效中子代时间随燃耗深度的变化,其计算结果与采用 MCNP 共轭通量方法所得的数据误差在±3%以内,证明该方法用于TMSR-SF1的动态参数分析是合理可靠的.
蒙特卡罗、动态参数、有效缓发中子份额、有效中子代时间、固态燃料钍基熔盐实验堆
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TL3(核反应堆工程)
中国科学院战略性先导科技专项XDA02010000;钍铀燃料循环特性和若干关键问题研究项目No.QYZDY-SSW-JSC016资助 Supported by Strategic Priority Research Program of Chinese Academy of SciencesXDA02010000;Thorium Uranium Fuel Cycle Characteristics and Key Problem Research ProjectQYZDY-SSW-JSC016