基于BEAVRS基准题的三维堆芯建模计算及不同均匀化方案比较分析

两步法作为反应堆数值计算中的主流方法,因其受制于组件均匀化计算和堆芯扩散近似计算中引入的简化假设,对于精细化模型的计算可靠性需要进一步研究。基于DRAGON/DONJON计算BEAVRS 2.02(Benchmark for Evaluation And Validation of Reactor Simulations Rev.2.0.2)基准题在热态零功率状态下的各项参数,先对组件进行输运计算,获得均匀化少群常数;再使用少群常数完成全堆芯扩散计算,最后比较了传统均匀化、一次多区均匀化和多次多区均匀化三种方案的计算误差。结果表明:本文计算结果与基准值相比吻合良好,临界硼浓度的误差在5×10^(-5)以内,控制棒价值的误差在5×10^(-4)以内。进一步对比裂变率发现,采用一次多区均匀化方案能将非对称燃料组件及相邻组件的平均误差从5.62%降低至3.345%,检验了两步法在精细化模型计算中的适用性。

BEAVRS基准模型热零功率状态的JMCT分析

使用JMCT(J Monte Carlo Transport Code)对来自MIT的全堆芯pin-by-pin精细建模的国际基准模型BEAVRS的热零功率(HZP)状态进行了模拟计算,并与测试数据进行了对比和分析.比较的物理量包括临界本征值、控制棒价值、反应性温度系数、轴向积分的全堆探测器测量值和不同位置四个组件轴向相对功率密度分布.HZP状态下不同控制棒位置插入和硼浓度的临界本征值计算,JMCT结果与理论值1.000的误差小于0.2%,控制棒价值计算结果与测量值符合.JMCT对轴向积分的探测器径向相对功率分布和四个组件的轴向归一化的探测器的计算结果与测量值进行了比较和分析,计算结果与测量值一致,同时清晰地展示了模型增加格架后,轴向功率曲线在相应位置出现下凹的现象.此外,JMCT给出了轴向积分的组件径向相对功率密度分布和轴向相对功率最大处(Z轴位置)的pin径向相对功率密度分布,并与国际知名程序MC21结果进行了对比,两个图像都符合得非常好.随着计算机与并行计算的高速发展,蒙特卡罗程序开始从传统的反应堆校验工具向反应堆设计工具转变.

CASMO-4E/SIMULATE-3程序系统计算BEAVRS基准题

BEAVRS基准题是麻省理工学院计算反应堆物理小组2013年公布的压水堆三维全堆芯高保真计算基准题。本文使用传统两步法程序系统CASMO-4E/SIMULATE-3对其进行建模与跟踪计算。结果表明:在热态零功率(HZP)工况下,径向探测器反应率最大相对误差为-18.8%,与蒙特卡罗程序MC21程序的-16.1%相当;在燃耗深度为38.7 MW·d/tHM、堆芯功率为20.3%FP时,径向探测器反应率最大相对误差为-12.9%;在堆芯第1循环内,堆芯各燃耗点处临界硼浓度与测量值误差在40ppm以内,满足工程精度要求。

BEAVRS基准模型的cosRMC精细建模与临界测试验证

BEAVRS基准题是来自麻省理工学院(MIT)的基于商用压水堆全堆芯精细建模的国际基准模型,具有详细的实测数据,是由多种富集度燃料及控制棒组件组成的大型压水堆分析验证基准题。使用我国自主研发的蒙卡程序cosRMC对BEAVRS基准题进行精细建模,主要计算了热零功率(HZP)状态下的临界本征值、全堆功率分布和控制棒价值,并与实测值以及国际知名蒙卡程序MCNP,OpenMC,MC21等结果进行对比。HZP状态下,cosRMC临界本征值结果与MCNP计算结果相差仅7.1pcm,符合较好;不同控制棒组件插入情况下的临界本征值与理论值1.000的偏差小于0.74%,控制棒价值结果与实测值误差小于100pcm,计算精度与同类软件相当;此外还对比分析了全堆功率分布与实测值结果的吻合程度及误差产生原因。初步验证了cosRMC程序对复杂堆芯精细建模计算的可行性和准确性,为程序以后的应用及完善打下基础。

BEAVRS堆芯k_(eff)的敏感性与不确定性分析

核数据不确定性分析影响着反应堆安全,在反应堆堆芯物理计算过程中具有重要意义。利用SCALE6.1程序包中KENO模块建立反应堆模拟评估和验证基准BEAVRS(Benchmark for Evaluation and Validation of Reactor Simulations)第一循环热态零功率堆芯物理模型,采用TSUNAMI-3D模块开展k_(eff)的敏感性与不确定性分析,分析了不同燃料富集度、不同温度对k_(eff)敏感性与不确定性的影响。结果表明:核数据不确定性导致BEAVRS模型的k_(eff)总的不确定性为0.5016%;^(235)U的平均裂变中子数敏感性导致k_(eff)的敏感性系数最大(0.92658);对k_(eff)不确定性贡献最大的是238U(n,γ)反应截面,为0.29814%;在燃料富集度降低、温度上升时,238U(n,γ)反应截面不确定性会导致k_(eff)的不确定性增大。因此,在开展反应堆堆芯物理计算过程中,应重点关注238U(n,γ)反应截面信息。

基于BEAVRS基准例题的OpenMC程序建模及计算验证

为丰富我国核反应堆物理中子输运计算手段,对开源蒙特卡罗程序OpenMC进行验证性研究。基于ENDF/B-VII.1核数据库,选取反应堆模拟评价和验证基准(BEAVRS)例题,使用OpenMC程序对BEAVRS压水堆进行全堆芯建模和计算研究。结果表明:5种临界状态下OpenMC程序的临界本征值计算结果最大误差为127 pcm;控制棒价值计算误差在-95~41 pcm之间;U-235相对裂变率计算结果最大相对误差在B13组件为-13.6%。同时,将OpenMC程序计算结果与实测数据及同类软件模拟结果进行比较,结果表明OpenMC程序计算结果与实际情况吻合良好且基本优于同类软件计算结果。因此,开源蒙卡程序OpenMC具有较高的准确性和可靠性,可广泛用于压水堆核电站堆芯模拟研究计算。

基于BEAVRS2.0三维堆芯仿真建模验证分析

针对最新发布的BEAVRS2.0基准题,采用多群二维输运理论进行燃耗计算,得到离散工况下少群常数并进行截面拟合处理,将先进节块法应用于求解中子扩散方程,建立三维堆芯节块程序SimOR仿真计算模型;选取不同运行工况进行组件均匀化计算、堆芯临界计算,并建立堆芯临界燃耗分析模型,并与BEAVRS2.0基准测量解、nTRACER等程序参考解比对,其计算结果吻合很好,验证了仿真模型建立的正确性与程序计算的精准性,可以广泛应用于核电仿真计算研究,同时为压水堆燃料管理燃料组件计算、堆芯扩散-燃耗计算提供数据依据及方案参考。

基于BEAVRS基准题高保真建模的OpenMC程序和NECP-X程序的对比验证

基于BEAVRS2.0.1基准题进行高保真建模,构建了含有193个燃料组件的压水堆和含有21个燃料组件的压水堆堆芯模型。应用确定论一步法程序NECP-X和概率论蒙特卡罗程序OpenMC分别对两种模型进行建模,计算热态零功率条件下堆芯的有效增殖因子、组件功率的分布以及各个控制棒组的控制棒价值。对比验证计算结果表明:热态零功率状态下有效增殖因子偏差在1.40×10^(-3)以内,不同控制棒组插入状态下有效增殖因子偏差低于5.9×10^(-4),控制棒价值偏差均在4.9×10^(-4)以内;不同控制棒组情况下堆芯功率分布的平均相对偏差均在0.6%以内。初步验证了两个程序对复杂堆芯精细建模计算的可行性和准确性,对程序的应用及完善具有参考意义。

237Np替换可燃毒物对压水堆BEAVRS模型安全性的影响

次锕系元素是压水堆乏燃料放射性的重要来源之一,237Np在乏燃料次锕系元素中质量占比为50%左右。BEAVRS模型是麻省理工学院计算反应堆物理小组2013年基于商用压水堆建立的全堆芯高精度模型,具有丰富的堆芯细节和实测数据。本文基于BEAVRS模型引入了三种方案,用237NpO2部分替换原堆芯可燃毒物B2O3,使用MCNP5模拟计算得出:同等体积下使用237NpO2替换可燃毒物B2O3均会使堆芯有效增殖因数减小,随着替换质量的增加,减小的趋势趋缓。三种方案对堆芯燃料温度系数几乎没有影响,但会使慢化剂温度系数绝对值增大,有利于堆芯安全性。

基于BEAVRS全堆基准题的RMC临界计算验证

BEAVRS是基于20世纪60年代美国商用反应堆建立的基准题模型,具有精细的堆芯配置参数和详细的运行测量数据,是新型的反应堆分析工具验证基准题。本研究利用自主堆用蒙卡程序(RMC)对BEAVRS进行建模,计算反应堆在不同硼浓度和控制棒步数条件下的临界有效增殖系数、控制棒价值、温度系数、仪表管里的235U裂变率等一系列重要参数。结果与实测数据及同类软件结果在可接受范围,验证了RMC进行反应堆临界分析的精确性和可靠性。

基于区域分解的CTF全堆子通道热工计算研究

分别用CTF和反应堆蒙卡程序RMC对BEAVRS基准题进行全堆精细建模,由RMC统计径向及轴向功率分布并作为CTF的功率输入。利用CTF的区域分解技术,进行BEAVRS全堆pin by pin子通道计算,采用193个核并行计算,耗时268s,得到了精细的燃料棒中心及表面温度、冷却剂温度及密度、空泡份额、包壳温度等重要参数,验证了CTF进行全堆子通道计算的高效性及可靠性,为实现基于RMC和CTF的核热耦合计算奠定了重要基础。

Data decomposition method for full-core Monte Carlo transport–burnup calculation

Monte Carlo transport simulations of a full-core reactor with a high-fidelity structure have been made possible by modern-day computing capabilities. Performing transport–burnup calculations of a full-core model typically includes millions of burnup areas requiring hundreds of gigabytes of memory for burnup-related tallies. This paper presents the study of a parallel computing method for full-core Monte Carlo transport–burnup calculations and the development of a thread-level data decomposition method. The proposed method decomposes tally accumulators into different threads and improves the parallel communication pattern and memory access efficiency. A typical pressurized water reactor burnup assembly along with the benchmark for evaluation and validation of reactor simulations model was used to test the proposed method.The result indicates that the method effectively reduces memory consumption and maintains high parallel efficiency.

压水堆嬗变MA安全性研究

压水堆可嬗变长寿命次锕系核素,本文通过BEAVRS基准堆芯搭建、MA核素装载方案设计、NJOY温度截面库制作、硼浓度调节各过程,在临界状态下计算堆芯反应性、中子通量及能谱、温度系数等相关参数,展开在压水堆燃料棒上镀层MA核素的嬗变研究。计算结果表明:在3.1%富集度区域全镀层0.0025 cm厚度MA核素;在2.4%富集度区域全镀层0.0015 cm厚度MA核素;在最外围和第二外围区域镀层0.002 cm厚度MA核素,此三种装载方式具有更优的可行性,且均不会对堆芯安全性能产生不利影响。本文为进一步计算嬗变率、确定最优化装载方案提供了可靠的数据支持,具有参考价值。

基于核电厂实测数据的NECP-Bamboo软件验证与确认

验证与确认是软件生命周期中的重要环节,反映软件研发真正走向实际应用的过程,是软件从“书架”走向“货架”的重要标志。基于核电厂包括CNP300、M310、CNP650、BEAVRS和HPR1000在内的5种型号商用压水堆共计48个运行循环的实际测量数据,对NECP-Bamboo软件进行了验证与确认。结果表明,采用NECP-Bamboo软件计算获得的控制棒价值、温度系数、临界硼浓度和组件功率分布等堆型关键参数的计算值与实测值误差均能满足工业限值的要求。各个型号堆型相应关键参数误差的95%置信区间范围汇总如下:临界硼浓度为[-37.80,35.39]ppm,控制棒的价值为[-6.18%,3.68%],温度反应系数为[-3.27,2.99]pcm/K,组件相对功率在大于和小于0.9时分别为[-0.64%,-0.12%]和[1.18%,2.94%]。