中子输运方程的三角形节块S_N方法研究

利用面积坐标思想，将任意三角形变换为正三角形，使用横向积分方法对正三角形节块进行处理。节块内横向积分通量、中子源的空间分布使用新的正交二次多项式近似；横向泄漏项的空间分布使用二阶多项式近似；中子通量和横向泄漏的角度通过离散纵坐标（SN）求积组离散。采用节块平衡有限差分方法建立稳定有效的迭代方案；编制了二维三角形节块SN输运计算程序（DNTR），对一系列基准题进行了验证。结果表明，本方法在同等计算精度下比细网差分程序（DOT4．2）快5～7倍，在同等计算精度和相同节块尺寸下比矩形离散节块输运方法（DNTM）快1～3倍，但DNTR程序可应用于非结构几何区域问题，具有DNTM等其它结构化节块SN程序无可比拟的优势。

自主化堆芯三维核设计软件COCO研发

中国广东核电集团正在开发的三维堆芯核设计软件COCO将具备堆内功率分布计算、精细功率分布计算、临界硼浓度搜索、控制棒临界搜索、核子密度计算等基本功能。COCO采用格林函数节块方法作为求解器计算堆芯的功率分布,采用单通道模型和棒传热模型来计算慢化剂的密度和燃料温度。COCO已实现从寿期初到寿期末的燃耗计算能力。通过与参考程序的数值比较发现,COCO采用的理论模型和耦合流程正确,计算精度可满足工程设计的需要。

解析基函数展开方法求解二维三角形几何中子扩散方程

提出了一种在二维三角形几何内数值求解中子扩散方程的节块方法。节块内的各群通量分布用解析基函数近似展开,节块之间采用面偏流零次矩和一次矩进行耦合;给出了三角形几何下的节块扫描方案;采用响应矩阵技术进行迭代求解,开发了二维三角形组件中子扩散计算程序ABFEM-T。通过基准问题的校验计算,表明该方法能准确地给出有效增值系数及节块功率分布,可用于复杂的非结构几何区域的中子扩散问题的求解。

非结构网格中子输运方程的离散纵标节块数值解法

基于离散节块方法(DNTM)的思想,研究了一种新的适用于二维三角形节块的离散坐标数值解法.使用坐标变换将任意三角形变换为正三角形,源项和通量的空间分布使用二次正交多项式展开,横向泄漏项的空间二次分布通过使用二元二次多项式近似正三角形节块的通量分布来获得.针对小尺寸易出现不收敛的情况,提出了一种改进的节块平衡有限差分方法.数值计算结果表明,该方法能满足非结构几何区域问题的求解需求,与细网SN方法相比,该方法在较粗的网格下具有高的精度,同时还适用于较细网格下的中子输运计算.

堆芯功率分布重构方法分析

本文介绍了堆芯功率分布重构方法中传统的两种方法:权重系数法及多项式展开法。用堆芯计算程序SMART构造测量和预测状态分布,分别采用权重系数法和多项式展开法进行径向功率重构。计算结果显示,在径向重构中多项式展开法对瞬态及局部下的重构效果并不佳,而权重系数法则能部分重构堆芯局部各处的偏差分布。在稳态下,两种重构算法各有优点。

通量图处理软件MAPLE的研发和初步验证

采用测量结果拟合预测分布的方法自主研发了通量图处理软件MAPLE,用于重构三维堆芯功率分布,以实现监测堆芯关键参数。采用权重系数法(WCM)、多项式展开法(PEM)和薄板样条函数(TPS)法拟合二维平面上探测器信号的测量值与预测值的相对偏差,以推衍非探测器位置偏差。测试显示,TPS法能更好地还原信号偏差分布。采用岭澳核电站首循环的测量数据及堆芯计算程序SMART的输出结果作为MAPLE的验证输入计算功率分布,结果显示,MAPLE的计算结果令人满意。

溶液堆燃料管理计算方法初步研究与程序研制

溶液型医用同位素生产堆的核燃料呈流动的水溶液形式。堆芯呈非结构、强各向异性散射,运行过程中会产生大量气体。针对堆芯燃料管理计算需要在线提取核素等特点,基于以三角形节块SN方法为模型的中子输运计算程序DNTR,开发了溶液堆堆芯燃料管理计算程序FMSR,并利用该程序对溶液堆进行了模拟分析。结果表明,FMSR程序可在溶液堆堆芯燃料管理计算中试用。

基于非结构网格的中子输运方程计算方法研究

针对非结构网格下中子输运方程的求解方法问题,分别研究了球谐函数(P_n)有限元方法、离散纵标(S_n)有限元方法、三角形穿透概率方法和三角形节块S_n方法的计算模型．结果表明:有限元方法具有比较高的计算精度;P_n方法避免了S_n方法中的“射线效应”现象,而S_n有限元方法则具有容易处理真空边界条件的优点;三角形穿透概率方法的计算时间最快;三角形节块S_n方法则可以保证在计算较快的情况下同时具有较高的计算精度．根据上述4种方法分别研制了相应的计算程序,利用基准题进行了验证并分析了各自的优缺点,计算结果表明每种方法均能得到满意的计算精度．

自主化堆芯核设计软件COCO验证与确认

COCO软件是中国广核集团自主研发的三维堆芯核设计软件,在投入工程应用之前,需对软件进行验证与确认。借助已有的国际基准题,对软件的各模块进行验证,保证模型的正确性。借助中国广核集团岭澳、宁德、红沿河等基地大量的运行数据,并耦合上游组件截面计算软件PINE和下游通量图处理软件MAPLE进行计算分析。验证与确认结果表明,COCO软件具有良好的计算精度。

考虑格架的控制棒尖齿效应研究

利用节块法计算控制棒效应时,若处理不好控制棒价值会出现锯齿状的变化,即控制棒尖齿效应。本文利用一维模拟三维,分别将体积权重方法、轴向细网通量体积权重方法和带轴向不连续因子的轴向细网通量体积权重方法对不考虑格架和考虑格架时的控制棒尖齿效应进行修正,并比较其结果的差异。结果表明,格架带来的误差不可忽视,应选择较好的方法来得到均匀化截面,此外加入轴向不连续因子可明显减少均匀化所带来的误差。

MC方法计算自给能铑中子探测器灵敏度

利用MC方法结合自给能探测器空间电场效应,计算了典型的铑探测器信号电流和灵敏度并与公开文献中的实验测量值做对比验证。结果表明:使用该方法的理论计算值与实验测量值吻合良好,证明该计算方法正确可靠,而且具备相当的精度,可为大型先进压水堆堆芯测量和自给能探测器的设计研发提供参考和借鉴。

硼化锆在CPR1000核电厂1/4换料燃料管理中的应用研究

采用SCIENCE V2软件包,对CPR1000核电厂1/4换料燃料管理采用硼化锆可燃毒物和氧化钆可燃毒物的组件反应性,以及采用这2种可燃毒物堆芯的径向功率峰因子、循环长度、停堆裕量等参数进行计算分析。结果表明,在CPR1000核电厂1/4换料燃料管理中采用硼化锆可燃毒物是可行的,可获得更长的循环长度。

压水堆核岛系统^(16)N源项计算分析

反应堆内的快中子与一回路冷却剂水中的16O发生俘获反应会产生放射性核素16N。16N是压水堆核电厂核岛系统设计中需要重点考虑的辐射源项。文章在分析了大亚湾和台山核电站16N源项计算不足的基础上,提出一套精确计算堆芯多群中子通量和细致模拟冷却剂在堆内外流动过程的计算方法,保障了相关核岛系统设计和设备间屏蔽设计的正确性。

堆芯定期物理实验优化

利用SOPHORA系统,从理论上分析了长时间RPN11物理实验间隔的可行性。通过修改中广核自主研发的通量图处理软件MAPLE和现场物理实验处理软件HOLLY等耦合软件的理论模型及开发内嵌的单点标定方法等,可以减少循环内定期RPN12物理实验的实施频率,而不影响仪控系统相关标定系数的精度。对RPN11和RPN12物理实验测量过程的敏感性分析结果表明,延长定期RPN11实验的时间间隔和取消部分RPN12实验在原理上是可行的。

压水堆核电站燃料组件弯曲对堆芯中子学的影响分析计算

在压水堆核电站中,由于燃料组件装配的压紧力、冷却剂流动、辐射蠕变、燃耗等因素会导致燃料组件的弯曲,燃料组件的弯曲对组件间的水隙分布产生影响,从而影响中子的慢化行为及堆芯的传热性能,进而对反应堆堆芯的运行参数造成影响。本文分析了组件弯曲的成因及机理、影响及后果(包括对堆芯功率分布、径向功率倾斜、焓升因子、热点因子等参数的影响),并使用蒙特卡罗软件JMCT,对组件弯曲的确定论计算程序的正确性进行了验证。最后通过确定论的计算程序模块,对CPR1000核电站的组件弯曲情况进行了模拟分析,计算结果表明:在某一燃耗下,随着水隙增加或减小,燃料组件功率会随之增加或减小,使堆芯的功率分布发生倾斜,影响核电站的安全运行。

SP_3方程的非线性迭代解法研究

SP_3方程是简化球谐函数法三阶展开的中子输运方程,比扩散方程的计算精度更高。本文采用非线性迭代的方法求解SP_3方程,并且提出了带角度离散的耦合修正关系式,解决了SP_3方程在真空边界条件下耦合修正关系复杂和非线性迭代中二阶中子注量率修正数值不稳定的问题。基于该方法编制非线性迭代求解SP_3方程的计算程序NLSP3,对基准题进行了计算。数值结果表明,本文所采用的非线性迭代求解SP_3的方法是正确的,且具有较好的计算精度。

动态刻棒技术自主化初步研究

利用所开发的程序sim ADRC复现了西屋反应性仪ADRC中动态刻棒功能模块的底层算法。通过对法国核设计程序(SCIENCE)进行2次开发,实现了动态刻棒修正因子的计算功能。利用历次动态刻棒试验的原始电流数据和sim ADRC进行的模拟试验中使用SCIENCE算得的修正因子复现出来的棒价值最大偏差仅为5.7%,很好地满足了核安全局小于10%的要求。

核反应堆瞬发型自给能中子探测器初始灵敏度研究

以钴自给能探测器为例,详细阐述了瞬发型自给能中子探测器(SPND)与核反应堆内中子作用的物理特征、信号电流产生机理等关键过程,并借助于蒙特卡罗程序多粒子耦合输运功能对公开文献中的钴SPND初始灵敏度进行了理论分析计算。最后,将蒙特卡罗方法与确定论方法以及金箔活化法得到的实验测量值进行对比分析。结果表明,基于蒙特卡罗方法的理论计算值和实验值相比最大偏差皆小于5%,证明了该方法相较于确定论计算方法不仅更加简单有效,而且精度更高。

自主PCM核设计软件包的自动化验证

PCM核设计软件包由组件软件PINE、堆芯软件COCO和通量图软件MAPLE组成,目前已经在华龙一号堆芯的设计中使用。PCM软件包的验证主要分为4个部分,即电厂数据、试验数据、基准题以及同类软件对比。为更好地完成迭代验证工作,开发自动化验证平台YAM,实现PCM软件包验证过程与计算逻辑的全自动化。验证结果表明,PCM软件包的计算结果与试验数据吻合得非常好,整个软件包的不确定度满足设计要求。