反应堆设计中需给出各个参数不确定度,核数据是反应性相关参数不确定度的重要来源。利用SCALE6.1程序中TRITON(Transport Rigor Implemented with Time-dependent Operation for Neutronic depletion)、TSUNAMI-3D(Tools for Sensitivit...反应堆设计中需给出各个参数不确定度,核数据是反应性相关参数不确定度的重要来源。利用SCALE6.1程序中TRITON(Transport Rigor Implemented with Time-dependent Operation for Neutronic depletion)、TSUNAMI-3D(Tools for Sensitivity and Uncertainty Analysis Methodology Implementation in Three Dimensions)和TSAR(Tool for Sensitivity Analysis of Reactivity Responses)模块,结合自带44群协方差数据库,分析了熔盐实验堆反应性相关参数。给出核数据不确定度导致寿期初和寿期末k_(eff)、控制棒价值及温度反应性不确定度分别为522×10^(-5)、506×10^(-5)、96.70×10^(-5)和8.90×10^(-5)。结合灵敏度系数和核数据的标准偏差分析,结果显示:对k_(eff)影响较大的核素及反应道为235U()、(n,γ)、^(238)U(n,γ)、C-graphite(n,el)、~7Li(n,γ)、^(239)Pu()、(n,f)和^(135)Xe(n,γ)等核反应数据;对控制棒价值和温度反应性影响比较大的核素及反应道为^(19)F(n,el)、^(58)Ni(n,γ)、~6Li(n,t)等核反应数据。展开更多
反应堆物理设计不确定度是第4代核能系统的QMU(quantification of margins and uncertainties)有效性认证所必须的参数之一,核数据不确定度是其重要来源。基于自主开发的耦合程序BUND(burnup uncertainty of nuclear data),将SCALE程序T...反应堆物理设计不确定度是第4代核能系统的QMU(quantification of margins and uncertainties)有效性认证所必须的参数之一,核数据不确定度是其重要来源。基于自主开发的耦合程序BUND(burnup uncertainty of nuclear data),将SCALE程序TRITON和TSUNAMI-3D模块耦合,完成了熔盐堆钍铀燃料循环、铀钚燃料循环核数据引起的有效增殖因数keff不确定度分析,并与ENDF/B-Ⅶ.1协方差数据库计算结果进行了对比。结果显示:初始时刻,两种燃料循环模式下,核数据导致的keff不确定度分别为0.490%和0.582%。随燃耗的增加,核数据引起的keff不确定度增加。寿期末,两种燃料循环模式下,对keff不确定度影响显著增加的反应道分别为239Pu(nubar)、(n,f)、(n,γ)、105 Rh(n,γ)、135 Xe(n,γ)和234 U(n,γ)、143 Nd(n,γ)、131,135 Xe(n,γ)等。展开更多
文摘反应堆设计中需给出各个参数不确定度,核数据是反应性相关参数不确定度的重要来源。利用SCALE6.1程序中TRITON(Transport Rigor Implemented with Time-dependent Operation for Neutronic depletion)、TSUNAMI-3D(Tools for Sensitivity and Uncertainty Analysis Methodology Implementation in Three Dimensions)和TSAR(Tool for Sensitivity Analysis of Reactivity Responses)模块,结合自带44群协方差数据库,分析了熔盐实验堆反应性相关参数。给出核数据不确定度导致寿期初和寿期末k_(eff)、控制棒价值及温度反应性不确定度分别为522×10^(-5)、506×10^(-5)、96.70×10^(-5)和8.90×10^(-5)。结合灵敏度系数和核数据的标准偏差分析,结果显示:对k_(eff)影响较大的核素及反应道为235U()、(n,γ)、^(238)U(n,γ)、C-graphite(n,el)、~7Li(n,γ)、^(239)Pu()、(n,f)和^(135)Xe(n,γ)等核反应数据;对控制棒价值和温度反应性影响比较大的核素及反应道为^(19)F(n,el)、^(58)Ni(n,γ)、~6Li(n,t)等核反应数据。
文摘反应堆物理设计不确定度是第4代核能系统的QMU(quantification of margins and uncertainties)有效性认证所必须的参数之一,核数据不确定度是其重要来源。基于自主开发的耦合程序BUND(burnup uncertainty of nuclear data),将SCALE程序TRITON和TSUNAMI-3D模块耦合,完成了熔盐堆钍铀燃料循环、铀钚燃料循环核数据引起的有效增殖因数keff不确定度分析,并与ENDF/B-Ⅶ.1协方差数据库计算结果进行了对比。结果显示:初始时刻,两种燃料循环模式下,核数据导致的keff不确定度分别为0.490%和0.582%。随燃耗的增加,核数据引起的keff不确定度增加。寿期末,两种燃料循环模式下,对keff不确定度影响显著增加的反应道分别为239Pu(nubar)、(n,f)、(n,γ)、105 Rh(n,γ)、135 Xe(n,γ)和234 U(n,γ)、143 Nd(n,γ)、131,135 Xe(n,γ)等。
