HARMONY程序计算中子扩散方程高阶λ本征值问题的基准验证

高阶λ谐波在反应堆堆芯功率重构、换料优化、ADS次临界反应堆物理特性研究等领域有着重要应用价值。为进行高阶λ谐波的计算,本文基于隐式重启动Arnoldi方法(IRAM)编制了可用于一维、二维、三维笛卡尔坐标系中子扩散方程的任意阶λ谐波及本征值计算的HARMONY程序,并进行了基准题的数值验证。结果表明,HARMONY程序能实现高阶λ本征值问题计算,具有较高的精度,为未来基于λ谐波的ADS次临界反应堆物理特性研究奠定了基础。

基于ENDF/B-Ⅶ.1库的AHD1.0加工与基准验证

核数据库是中子输运计算的基础。基于ENDF/B-Ⅶ.1评价库,采用NJOY制作了用于MCNP(Monte Carlo N-Particle Transport Code)程序的AHD1.0(Advanced hybrid database1.0)库,并从国际临界核安全手册(International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments,ICSBEP)中分别选取了高浓铀、中浓铀、低浓铀的快谱、中间谱及热谱的部分基准装置,用MCNP程序调用该数据库进行了临界基准验证,验证结果显示:调用该库的计算值与实验值符合较好,误差在0.5%以内,具有较高的精确度,满足核设计对数据库精度的要求。但对于部分含有W、Fe、Gd等结构材料、吸收材料的基准检验中,存在较大的偏差,造成这些偏差的主要原因是计算过程中核素的处理及评价数据库的来源,需要进一步的研究验证。

多群蒙卡输运与点燃耗耦合程序系统TRITON基准验证

TRITON程序系统耦合了多群蒙特卡罗输运程序KENO V.a与点燃耗程序ORIGEN-S,具有几何适应性强、截面处理能力灵活、计算速度快等显著特点.本文基于爱达荷国家实验室(INL)钍基燃料元件燃耗基准题,开展了TRITON程序燃耗功能的验证,结果与INL采用MOCUP程序给出的结果吻合很好.同时,燃耗核素选取对TRITON计算结果的影响分析表明对于钍基燃料,只有在考虑Th-U循环重要核素的前提下,TRITON才能给出正确结果.上述结论为TRITON程序的应用奠定了基础.

钍基熔盐堆用238群中子-48群光子耦合多群常数库的屏蔽基准验证

采用OKTAVIAN脉冲球实验对钍基熔盐堆用AMPX主库格式238群中子-48群光子耦合多群常数库进行了屏蔽基准验证,重点检验了该库中的F,Li,Be,C、Al,Si,Cr,Ni,Zr,Co,Cu,Mn,Mo,Nb,Ti,W,Pb同位素/元素的数据。采用SCALE 5.1程序系统中的XSDRN-PM程序进行一维屏蔽问题计算,将计算结果与实验测量数据及MCNP程序计算结果进行比较,发现中子泄漏谱的符合程度较好,而光子泄漏谱检验中发现大多数核素都出现了不同程度的高估。通过对GENDF格式到AMPX格式的转换程序MILER-4进行修正,解决了这一问题。通过对多群常数库的屏蔽基准验证,进一步证明了该库的可靠性。

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。

RMC程序临界安全基准校验分析

本文从临界安全基准实验国际评价数据库中,选取包含高富集度铀、低富集度铀、铀钚、钚和233U共5类易裂变材料的临界基准实验系统,对RMC程序进行临界安全基准校验分析。计算结果表明,RMC程序计算值与实验值吻合良好,在所选实验方案中95.8%的基准实验方案计算偏差在3倍不确定度以内,对剩余4.2%的实验方案,RMC的计算结果也与国际通用蒙特卡罗计算程序具有很好的一致性。本文研究验证了RMC程序对于各类核临界系统的临界计算均具有很好的计算精度,为RMC用于工程的临界安全分析计算提供了可靠的实验验证。

Cosine软件包组件参数程序Coslatc燃耗功能的验证

Cosine软件包组件程序Coslatc中的燃耗计算是反应堆组件参数计算的重要功能之一,Coslatc的计算精度很大程度上影响了堆芯物理的计算结果。通过对单栅元到组件的模型进行计算,将Coslatc的计算结果与国际基准题以及基于ORIGEN-S的SCALE程序中的TRITON模块计算结果进行对比进行数值验算。通过计算结果表明,Cosine软件包组件程序Coslatc具有单栅元到组件再推广到堆芯的计算能力,其燃耗计算精度基本和SCALE程序中的TRITON模块计算结果相当。

JMCT程序临界安全基准校验计算与分析

JMCT程序是北京计算数学与应用物理研究所自主开发的蒙特卡罗方法粒子输运计算程序。从国际临界安全实验数据库中选取棒栅类、U系、Pu系、233 U系实验方案对JMCT程序进行验证,验证涵盖了常见裂变元素(如U,Pu等)从低富集度到高富集度的快、热能区,同时也包含了常见的中子毒物以及反射层材料。将JMCT程序的计算结果与基准实验值进行对比,并且与MCNP,MONK程序的计算结果进行了比较。结果表明,在检验的范围内,JMCT程序具有与国际通用蒙特卡罗方法粒子输运程序一样良好的计算精度。

ASCFR1.0/MC的研制及其在ASCFR固体慢化剂温度效应计算中的初步应用

为研制出适用于改进型超临界水冷快堆的精确截面库(ASCFR1.0/MC),并将其应用于温度效应的计算中,首先使用快中子临界基准题JEZEBEL对截面加工程序(NJOY)中各模块的重要参数进行敏感度分析,详细比较不同输入参数对NJOY加工时间以及MCNP程序计算精度的影响,从而选择最为合理的输入参数。在此基础上,以2011年9月发布的ENDF/B-VII.1为基础库研制ASCFR1.0/MC,并针对该库应用多普勒反应性系数基准题进行基准验证。验证结果表明,ASCFR1.0/MC库的计算精度非常理想。最后针对改进型超临界水冷快堆(ASCFR)的固体慢化剂进行温度反应性系数的初步计算,发现ASCFR呈现正的慢化剂温度效应。

基于蒙特卡罗均匀化的堆物理分析方法

为了适应未来核电市场的需求,国际上提出了多种几何结构复杂、能谱变化多样的新概念核能系统,这对传统的确定论反应堆物理分析方法提出了越来越多的挑战,虽然蒙特卡罗方法相比于确定论方法在几何及能谱适用性方面具有明显的优势,但在解决较大规模问题时,仍面临计算时间太长、收敛过慢的问题。本研究借鉴确定论分步法堆芯计算的思路,提出了一种合理的解决方法:在栅元或组件层次计算时,采用蒙特卡罗方法,同时统计得到栅元或组件的多群均匀化常数;在堆芯层次计算时,采用确定论方法,提高堆芯的计算效率。这种方法汲取了蒙特卡罗方法在精细几何以及能谱适用性方面的优势以及确定论方法在堆芯层次计算效率更高的优点,克服了单独采用确定论方法或蒙特卡罗方法所带来的不足,可以作为新型核能系统设计与分析的一个有效工具。本文通过算例构造,对组件少群常数的统计、少群扩散系数的转化以及堆芯少群确定论计算的正确性都进行了检验,结果表明,这套计算流程是可靠的。

自主堆用蒙卡模拟程序RMC2.0开发(英文)

介绍了新开发的反应堆用蒙特卡罗模拟程序RMC2.0。RMC2.0具有使用连续能量点截面数据对材料进行描述并可以处理任意几何结构的系统的特点,同时程序中采用2种不同的输运算法对问题进行计算(ray-tracking方法和delta-tracking方法)。此外,RMC2.0中采用了一些新的算法对MC模拟进行了改善,如统一能量格架以及哈希表算法。文中利用RMC2.0程序对临界基准题以及一些典型的反应堆问题进行了计算,计算结果显示RMC2.0与MCNP5计算结果相符,并且在同样的计算精度下计算时间得到了节省。另外,基于信息传递接口(MPI),RMC2.0实现了相应的并行功能,并可实现较好的加速效果。

基于模块化射线追踪的矩阵MOC方法(2)——数值验证

根据对模块化矩阵特征线(MOC)方法进行的理论研究结果,采用C++语言编制模块化矩阵MOC程序。为验证该程序的计算精度和计算效率,对沸水堆(BWR)栅格、UO2组件、2D C5G7三个基准题进行计算。数值结果表明,模块化矩阵MOC方法具有良好的计算精度和较高的计算效率。

快堆多群数据库处理程序MGGC1.0的开发和验证

为产生高精度的快堆截面数据,基于一致性N阶的勒让德函数(PN)近似方法与临界曲率搜索方法,开发了快堆多群截面处理程序MGGC1.0,并进行了多方面基准验证。通过对均匀混合介质的宏观截面验证表明,中子产生截面的相对偏差均小于0.1%,裂变能谱的相对偏差均小于0.25%,总截面由于修正方式不同导致偏差稍大,但绝大多数能群的相对偏差都在0.5%以内。在临界基准实验中与蒙特卡罗程序RMC采用连续点截面的计算结果相比,78%的基准题的偏差都在100 pcm(1 pcm=10^(-5))以内,表明MGGC1.0处理截面的精度较好。在此基础上,采用钠冷快堆基准题BN-600进行计算,与基准题参考计算结果相比,输运与扩散2种方法计算所得有效增殖因子的相对偏差分别为0.112%和0.09%,燃料多普勒系数和燃料密度系数的相对偏差分别为1.49%和1.37%,而结构材料钢的多普勒系数与密度系数的相对偏差稍大,分别为18.75%和24.31%,初步分析,偏差较大的原因与窄共振近似的处理方法有关。对于区域的功率分布,基于局部能量沉积模型计算得出的区域功率分布分数与基准参考解的偏差在0.3%之内,符合较好。