快中子反应堆堆芯物理分析方法的研究现状与发展建议

快中子反应堆在核能可持续发展中扮演着重要角色,是各核强国都在致力发展的重点堆型。快堆物理计算是快堆核设计的基础,其计算方法的研究和相应计算程序的开发是快堆理论研究和数值模拟技术发展中极其重要的环节。本文对国内外快堆物理计算方法,特别是近20年来的发展变化进行了系统梳理,以对国内外专用和通用快堆物理计算程序的总结为线索,介绍了快堆物理分析理论体系的发展情况,对其中体现出的一致性特点和最近几年发展的趋势进行了分析,并对我国快堆堆芯物理分析方法的发展给出了建议,为我国快堆物理计算理论的进步和自主化的物理分析软件研发提供参考。

深穿透跨尺度辐射场分析软件NECP-MCX研发及应用

西安交通大学核工程计算物理实验室自主研发了深穿透跨尺度辐射场分析软件NECP-MCX。针对大空间伽马射线辐射输运模拟、聚变堆停堆剂量模拟和点源屏蔽问题等新应用场景下的新问题与新挑战,在NECP-MCX中研发了对应的新方法与新功能。针对km尺度的伽马射线辐射输运问题,提出一致性共轭驱动重要性抽样(CADIS)-下次事件估计器(NEE)耦合方法,该方法能够精确高效地获得km尺度距离处的光子通量密度,计算效率比传统的NEE高6.8倍;针对聚变堆停堆剂量问题,采用粒子输运-燃耗-活化-源项耦合分析方法,获得PF线圈、TF线圈、真空室和偏滤器处停堆剂量随停堆时间的变化;对于点源屏蔽问题,提出首次碰撞源(FCS)-CADIS方法,解决CADIS方法对点源进行源偏倚的局限性,FCS-CADIS方法的计算效率比CADIS方法高2倍。

函数展开计数在CLUTCH方法中的初步应用

反复裂变几率(IFP)方法广泛应用于求解k特征值对连续能量核数据的灵敏度系数,然而IFP方法存在内存占用大的问题,因此CLUTCH方法被提出以解决该问题。但对于大规模问题,如压水堆全堆问题,基于网格的CLUTCH(CLUTCH-Mesh)方法存在权重函数不易收敛的问题。本文采用函数展开计数(FET)方法对CLUTCH方法中的权重函数进行统计(CLUTCH-FET)以解决该问题,函数展开计数选取的基函数是勒让德多项式。本文在蒙特卡罗粒子输运计算程序NECP-MCX中实现了IFP、CLUTCH-Mesh和CLUTCH-FET 3种方法,以IFP方法的计算结果作为参考解,对CLUTCH-Mesh和CLUTCH-FET方法的精度和效率进行了验证。数值结果表明:对于小规模问题,如Godiva和Flattop问题,CLUTCH-Mesh和CLUTCH-FET方法具有与IFP方法相当的精度,且计算效率较IFP方法更高;对于大规模问题,如AP1000全堆问题,CLUTCH-Mesh方法的计算精度下降,而CLUTCH-FET方法可保持较高的精度和计算效率,CLUTCH-FET方法的品质因子较IFP方法和CLUTCH-Mesh方法分别最多提高了5.2和6.0倍。

基于分子干涉函数的光子-原子相干散射截面计算方法研究

X射线衍射在物质结构分析和材料无损检测领域有着广泛的应用,其基本物理原理为光子与物质发生的相干散射。传统的相干散射截面计算方法基于独立原子形状因子近似方法,忽略了光子动量转移较小时与原子发生相互作用时的分子干涉效应,影响相干散射截面的计算精度。因此,为了获得光子动量转移较小时精确的相干散射截面,本文在核数据处理程序NECP-Atlas中对基于分子干涉函数的光子-原子相干散射截面计算方法进行研究,利用分子动力学模拟方法计算分子干涉函数,对蒙特卡罗程序使用的ACE格式数据库中的原子形状因子进行修正,并给出了模拟得到的水分子和乙醇分子的分子干涉函数,对基于独立原子形状因子近似方法和考虑分子干涉效应计算得到的水和乙醇的散射成像结果进行了对比分析。数值结果显示:基于分子动力学模拟得到的分子干涉函数计算得到的水的散射成像结果与文献结果吻合较好;同时,当光子动量转移较小时,分子干涉效应对相干散射的次级光子角度分布有着显著影响。本文建立的光子-原子相干散射截面计算方法可显著提高光子动量转移较小时的相干散射次级光子角度分布计算精度,可为X射线衍射模拟提供数据基础。

NECP-Atlas中协方差数据制作模块的开发与验证

不确定度量化已经成为反应堆物理分析的普遍需求,核数据的协方差数据是开展不确定度量化的基础数据。在核数据处理程序NECP-Atlas中开发了协方差数据产生模块covar_calc,产生适用于蒙特卡罗程序的连续能量协方差数据库与确定论程序的多群协方差数据库。covar_calc可根据不同核数据在评价核数据库中的存储格式及不同的计算方法,分别处理评价核数据库给出的所有协方差数据,包括:平均裂变中子数、截面、次级粒子角度分布、裂变谱、共振参数、中子活化截面等数据的协方差数据。通过与核数据处理程序NJOY21中协方差数据制作模块的对比验证,表明NECP-Atlas制作的多群协方差数据库的精度与NJOY21相当,最大偏差小于0.1%。在此基础上使用蒙特卡罗计算程序NECP-MCX和不确定度量化程序NECP-UNICORN分别计算得到不同基准题的灵敏度系数,并分别结合连续能量协方差数据库和多群协方差数据库,利用“三明治公式”计算得到最终的不确定度。结果表明,基于NECP-Atlas制作的多群协方差数据库计算得到的不确定度具有与NJOY21相当的精度。连续能量协方差和多群协方差制作精确,满足蒙特卡罗程序和确定论程序使用需求。

非共振能区连续能量确定论中子输运计算方法研究

为了分析核反应堆堆芯内相关物理量分布,需要利用数值方法求解中子输运方程。其中,概率论方法计算效率尚无法满足大型工程计算的需求;而确定论方法大都采用多群近似技术,需要制作专门的多群数据库、进行复杂的共振计算。为了消除确定论方法中的多群近似,本研究提出了基于函数展开的连续能量确定论中子输运计算技术。针对核反应微观截面在非共振能区的特点,建立了多项式基函数展开技术,恰当地刻画了中子在能量维度上的耦合特性,给出了中子通量密度和核反应率等物理量随中子能量的分布。本文详细介绍了非共振能区函数展开技术的理论模型、程序开发与验证。数值结果表明,该技术思路可行。

液态金属冷却快堆堆芯物理分析软件LoongSARAX的验证与确认

NECP-SARAX是西安交通大学核工程计算物理实验室自主开发的先进反应堆中子学分析计算系统。在此基础上,西安交通大学针对液态金属冷却快堆的堆芯物理工程设计与安全审评,定制开发了LoongSARAX。为了实现LoongSARAX的工程应用,规范性、系统性的验证与确认是该过程的重要一环。为此,本文针对LoongSARAX验证与确认研究,在搜集整理国际上关于液态金属冷却快堆物理计算基准题的基础上,建立了其验证与确认矩阵,并将程序分成不同模块,分别进行了模块验证、子系统验证和系统确认,范围涵盖冷却剂为钠和铅的快堆,如JOYO、ZPPR17A等。程序验证与确认表明LoongSARAX程序对于液态金属冷却快堆具有较高的计算精度,同时针对中国实验快堆(CEFR)开展了不确定度量化研究。结果表明,在99%置信度下,有效增殖因数计算结果的不确定度有90%的概率落在[-389 pcm,300 pcm]以内。

基于MOOSE平台液态金属冷却快堆燃料性能分析程序开发

液态金属冷却快堆对于我国核能创新发展具有非常重要的战略意义,开发适用其的燃料性能分析程序对于快堆的设计与安全分析具有重要意义。本文基于多物理耦合平台MOOSE,开发了燃料性能分析程序LoongCALF,程序面向金属冷却快堆燃料元件。程序采用有限元方法和JFNK方法,能够求解核反应堆燃料的热-力耦合方程,从而得到温度、应力、应变及裂变气体释放等物理量在空间上的分布及随时间的变化。程序采用模块化设计,适用于芯块材料为UO 2和MOX、包壳材料为1515Ti和HT-9的燃料元件。为验证程序的准确性,设计了两个燃料元件算例,并使用LoongCALF程序与中国原子能科学研究院Fiber-Oxide程序对算例进行对比计算。结果表明,LoongCALF程序能够准确模拟液态金属冷却快堆稳态工况条件下燃料元件内部的燃料行为与关键参数演化。

基于实测数据融合的堆芯物理模型反演优化方法及工业验证研究

由于堆芯运行过程中的组件辐照生长、冷却剂高速冲击等因素,燃料组件不可避免地会出现弯曲现象。但机组运行期间无法直接测量燃料组件弯曲状态,导致数值模拟采用的堆芯物理模型与真实堆芯状态之间存在差异,直观上表现为堆芯功率分布的计算值与实测值存在显著误差。为了提高数值模拟精度,本文开展了基于实测数据融合的堆芯物理模型反演优化方法研究:采用人工神经网络算法,通过大量样本训练建立堆芯物理模型与实测数据物理场之间的显式函数关系;基于三维变分算法和实测数据物理场,建立物理模型反演优化代价函数,通过实测数据反演优化得到与真实状态更为接近的堆芯物理模型。为了实现方法验证,本文利用国内某商用压水堆核电厂的功率分布实测数据对堆芯燃料组件弯曲实现了反演优化。数值结果表明:采用反演优化得到的堆芯物理模型,可将堆芯功率分布计算误差的最大值由13.4%降至7.7%,显著提升了堆芯数值模拟结果的精度。因此,本文提出的基于实测数据融合的堆芯物理模型反演优化方法能够显著提高堆芯数值模拟的精度,在核反应堆数字孪生技术研发中具有重要的应用价值。

“需要关注”研究生问题解析及应对策略——以西安某高校为例

研究生教育是高等教育人才培养的最高层次,分析解决研究生存在的问题,是助力人才培养的重要支撑。本文通过对513名“需要关注”研究生具体问题的解析,发现影响当前研究生健康成长成才的主要问题是学业问题、心理问题和导学关系不良,其中需要“重点关注”研究生往往多方面问题同时存在,且各方面问题相互交织、影响,存在相关关系。高校应把好招生关,为人才培养选出好“材”;丰富课程体系,成人成材全面培养;强化导师责任,注重过程管理;建立档案,常态化监测,保障研究生健康成人成材。

快中子反应堆--我国核能发展道路上的关键一环

2000年5月,第四代核能系统国际论坛召开,会议确定了六种需要进一步研究和发展的第四代反应堆候选堆型,其中快中子反应堆(简称“快堆”)占据50%,我国很早确立了“压水堆-快堆-聚变堆”的核能发展“三步走”战略路线。快堆,作为三步走中承上启下的关键环节,在“碳达峰、碳中和”的路线上具有重要的战略意义和科学价值。

基于中子均方位移守恒的平均散射角余弦计算

使用蒙特卡罗方法计算均匀化群常数时,一般以中子标通量为权重计算平均散射角余弦,会引入额外的计算误差。针对该问题,本文从中子均方位移和平均散射角余弦的关系出发,根据中子均方位移的统计结果,计算得到保证该物理量守恒的平均散射角余弦。基于蒙特卡罗粒子输运计算程序NECP-MCX,并使用各向异性较强的快中子反应堆问题对该方法进行了测试。相比于传统方法,反应堆有效增殖因子的偏差由588×10^(-5)~796×10^(-5)降低为-31×10^(-5)~266×10^(-5),相对裂变反应率分布的最大相对偏差由3.754%~4.675%降低为-0.990%~0.920%,均方根偏差由1.864%~2.444%降低为0.569%~0.612%。结果表明:本文方法可以可以有效降低传统方法的计算偏差,具有一定的应用价值。

基于快谱基准题的TULIP程序适用性研究与验证

NECP-SARAX是西安交通大学核工程计算物理实验室开发的先进反应堆中子学分析系统,近些年基于CEFR、PHENIX、SUPERPHENIX、JOYO MK-I、ZPR和ZPPR等反应堆开展了程序的验证与确认工作,计算结果表明:NECP-SARAX在快堆堆芯物理特性分析具有良好的性能。同时,利用上述反应堆中的燃料组件和控制棒组件,初步展现了截面计算程序TULIP在快谱问题计算分析上的精确性,但是仍然缺乏系统性地验证与确认。为了确认TULIP程序对于不同类型快谱问题的适用性,从国际临界安全基准评估项目中选取了147组临界实验装置进行计算分析,发现对于带有厚反射层的实验装置,TULIP程序计算k_(eff)和蒙特卡罗程序计算值的偏差超过10^(-2)。以HMF021-002实验装置构造均匀两核素问题展开研究,中等质量核素在非共振区表现出类似共振波动状的散射截面,对于使用大量结构材料的快谱系统,其非共振区类似共振波动截面的自屏效应变得不可忽略。针对此现象,对TULIP程序的共振计算策略和非共振区计算方法进行优化,采用超细群(Ultra Fine Group,UFG)的共振计算方法,对中等质量核素高装载量情况下非共振区类似共振波动状截面的自屏效应进行处理,改进程序后相应实验装置计算偏差降低到3×10^(-3)内,数值结果表明,改进后的TULIP程序对于快谱系统具有良好的计算分析能力。

针对大空间伽马射线输运模拟的CADIS-环探测器耦合方法

为解决大空间伽马射线蒙特卡罗输运模拟面临的粒子难以到达目标区域的深穿透问题和小目标区域计数问题,本文提出一致性共轭驱动重要性抽样(CADIS)-环探测器耦合方法。使用环探测器计数作为统计目标量的计数方法,使用基于CADIS方法的概率论-确定论耦合流程自动产生源偏倚参数和权窗参数,将自动产生的源偏倚参数和权窗参数与环探测器计数耦合运用到大空间伽马射线输运模拟,能增加环探测器附近的粒子数,降低蒙特卡罗计数统计方差。数值结果表明,针对3000 m的大空间伽马射线输运模拟,在相同粒子输运的情况下,与只使用环探测器计数相比,CADIS-环探测器耦合方法能将相对标准偏差从11.33%降低到2.49%,将品质因子提高2倍。因此,本文提出的CADIS-环探测器耦合方法能有效解决大空间伽马射线输运模拟的深穿透问题和小目标区域计数问题。

遗传算法在AC-600堆芯换料优化中的应用研究

对遗传算法在核电厂堆芯换料优化问题中的应用进行了初步研究 ,提出了新的编码和译码方法。并以AC 6 0 0反应堆为例 ,分别对低泄漏和外 内布置进行了功率峰因子最小和寿期最长的优化方案计算 ,得到了满意的优化结果。

复杂几何燃料组件的参数计算

利用加拿大蒙特利尔大学研制的DRAGON程序对反应堆复杂几何组件进行参数计算,并通过压水堆柱状元件基准问题、MTR型反应堆板状元件基准问题和其他不同几何形状的燃料组件进行校核计算。结果表明:DRAGON程序可用于多种复杂几何燃料组件参数的计算,且具有良好的计算精度。

利用超长寿命快堆嬗变亚锕元素的特性研究

对利用超长寿命快堆（ULLFBR）嬗变高放核废物亚锕元素（AMs）的堆芯物理特性进行了初步分析，得出了在ULLFBR中适当布置AMs，既可以嬗变MAs，又可以改善超长寿命反应堆的物理特性这一结论。

数值反应堆的研究现状与发展建议

数值反应堆技术是基于多物理紧耦合的高精度、高分辨率、高置信度的高保真数值模拟技术,其目的是实现核反应堆内物理现象的精确数值呈现和分析,大幅度提高核反应堆的设计能力和安全运行能力,用数值技术驱动核能技术的快速发展。本文总结了国内外数值反应堆技术的研究现状,提出了数值反应堆技术的发展建议。

高通量工程试验堆考验回路功率分布重组及堆芯热点因子计算研究

利用精细注量率重组和注量率形状因子的乘积方法对高通量工程试验堆的考验回路和堆芯燃料组件内的功率分布进行重组 ,并给出全堆芯的热点因子及其出现的时间 (燃耗步 )、组件位置、轴向位置。

核反应堆物理确定论计算程序系统NECP软件包的研发与应用

NECP软件包是西安交通大学反应堆物理团队开发的确定论核反应堆物理计算程序系统,软件包包括自主化的NECP-Atlas、Bamboo、X和SARAX程序。NECP软件包经过了大量的验证与确认。数值结果表明,NECP软件包精度高,可满足不同反应堆物理计算需求,具有高度的通用性并实现了对压水堆的高保真建模和计算。目前程序已应用于我国大型压水堆项目、示范快堆项目等重点工程。应用结果表明,NECP软件包已达到甚至优于国际先进核设计程序水平,对我国核电软件自主化和核设计能力提升具有重要的意义。