基于本征正交分解降阶的燃耗计算方法研究

随着堆芯物理计算方法向高保真发展,燃耗区的划分由传统的分米量级降低到厘米量级,全堆燃耗区数量将增加上千倍,燃耗计算精度提升的同时计算代价和复杂度亦陡增。本文研究了基于本征正交分解(POD)降阶的燃耗计算方法,通过建立参数化降阶模型,以1组完备正交基函数实现对各燃耗区燃耗矩阵的快速构造,并进一步研究了离线-在线计算策略以实现高效数值求解。基于JAEA发布的MOX燃料栅元基准题进行了计算分析,数值结果验证了本方法的正确性和可行性。本方法可为有效减少高保真燃耗计算成本、提高计算效率提供参考。

不同燃耗计算模型对商用压水堆乏燃料组件核素成分的影响分析

燃耗计算精度对提高乏燃料贮存效率有着重要影响,在应用燃耗信用制时,燃耗计算得到的核素成分偏差决定了乏燃料贮存的临界安全裕量。不同燃耗计算模型所得到的核素成分偏差各不相同,为提高燃耗计算精度,提出了一种装载不同燃料富集度的多组件燃耗计算模型,并使用不同燃耗计算模型分别对TMI-1反应堆NJ07OG组件中的6个样本进行了计算、对比和分析。结果表明,相比其他模型,考虑不同燃料富集度的多组件模型得到的235U、238U和239Pu等核素平均相对偏差更接近于零且6个样本的相对偏差分布更为平均。

堆用蒙卡程序燃耗计算功能开发

堆用蒙卡程序(RMC)是由清华大学工程物理系REAL实验室自主开发的用于反应堆物理分析的中子输运蒙卡程序,本文主要介绍其燃耗计算功能的开发与验证。RMC的燃耗计算功能具有的特点:内部耦合ORIGEN,相比于外耦合方式,更加灵活和高效;使用基于能谱的单群截面统计方法,可在保证精度的前提下,显著提高计算效率;采取预估修正和中点近似等多种燃耗步策略,减小大燃耗步长时的计算误差。通过计算压水堆栅元、沸水堆组件、快堆等一系列基准题和算例,验证了RMC燃耗计算的正确性和速度优势。

TOPAZ-Ⅱ反应堆燃耗计算研究

TOPAZ-Ⅱ属于结构紧凑、不均匀性较强的小型反应堆,它的燃耗计算不宜采用确定论程序。本工作利用日本原子力研究所开发的蒙特卡罗燃耗计算程序MVP-BURN,根据TOPAZ-Ⅱ的特点制定了合理的计算模型与方案,完成了较细致的燃耗计算,并给出了较全面的结果。本工作所建立的燃耗计算方法可为其他类似反应堆的燃耗计算提供方法上的参考。

基于蒙特卡罗方法的三维燃耗计算研究

采用通过编写连接MCNP程序和ORIGEN2程序的接口处理程序的方法进行快中子系统的燃耗计算。由MCNP、ORIGEN2、接口处理程序和截面文件组成的软件系统可用于燃料或堆芯非均匀布置快中子系统的燃料同位素成分和燃耗反应性损失计算,在燃耗反应性损失计算中采用了伪裂变产物的方法。介绍程序系统的研制情况,并给出用该软件系统计算中国实验快堆首炉堆芯和OECD/NEAMOX燃料快堆基准题的燃耗计算结果。

双重非均匀性对燃耗计算影响的初步分析

弥散燃料是一种先进的燃料元件形式,具有承受燃耗深、包容裂变产物能力强和导热性好的优点。弥散燃料栅元在栅格非均匀性之外引入了燃料芯体的非均匀性,具有双重非均匀的特性。为了控制栅元反应性,燃料芯体中可能会布置一定量的可燃毒物颗粒。在计算含有可燃毒物颗粒的弥散燃料时,如果对燃料芯体采取均匀化混合处理的方式,有可能高估可燃毒物的吸收,造成一定的计算偏差。该文基于弥散型燃料,使用MOI程序对单板栅元模型进行了计算,初步分析了双重非均匀性对燃耗计算的影响。

基于抽样方法的燃耗计算核素积存量不确定度分析

基于抽样基本原理研究了应用于燃耗计算的不确定度分析方法,并开发了燃耗计算不确定度分析程序。基于评价核数据库ENDF/B-Ⅷ.0的裂变产额标准差和衰变常量标准差计算得到了衰变常量协方差矩阵和带相关性的裂变产额协方差矩阵,并结合SCALE6.2程序包的56群反应截面协方差数据库,对Takahama-3压水堆组件基准题中SF95-4样品进行不确定度分析。计算了反应截面、衰变常量和裂变产额不确定度引起的核素积存量的不确定度。计算结果表明,反应截面的不确定度是锕系核素积存量不确定度的主要来源,裂变产额和衰变常量的不确定度对部分裂变产物的积存量会引入较大的不确定度。但考虑裂变产额相关性后,裂变产额引起的不确定度显著降低。

裂变产额数据对铅基快堆RBEC-M燃耗计算影响研究

第四代核能系统是一种具有更好安全性、经济竞争力、核废物减少,以及防止核扩散的先进核能系统,代表了先进核能系统的发展趋势和技术前沿。铅基快堆是第四代核能系统中重要堆型之一。目前国际上通用的反应堆程序,比如 MCNP + ORIGEN、RMC 或者 Serpent,很多研究主要针对压水堆,国际上也有研究发现针对铅基快堆基准题 RBEC-M,确定论方法和蒙卡方法计算结果有较大偏差。本文深入研究了蒙卡程序使用的裂变产额对计算结果的影响。首先对反应堆蒙特卡罗程序 RMC 自带和燃耗库中的部分核素的裂变产额数据进行了更新,采用国际上著名 RBEC-M 基准题和 OECD/NEA 发布的快堆 Pu 循环燃耗基准题进行了验证分析,计算得到了裂变份额数据对快堆燃耗计算的影响。计算结果表明:更新后的裂变产额数据对系统的有效增殖因子和主要重核的质量变化影响较小,但对部分裂变产物的质量变化影响较大,部分核素偏差超过 86%。对于快堆 Pu循环燃耗基准题,长寿命高放废物 133Cs 和 129I 的计算结果偏差分别可达 22.4%和 47.8%,这将对长寿命高放废物的嬗变效率和核燃料循环有重要影响。

空间离散对弥散颗粒燃料燃耗计算的影响

单栅元燃耗计算是全堆芯燃耗计算的基础,栅元空间离散对燃耗计算的结果有显著影响。弥散颗粒燃料由于双重非均匀性的存在,空间离散的情况更为复杂。本文基于ALPHA组件程序,分析了颗粒在平源区上归类的宏观离散方案与颗粒内部细分燃耗区的微观离散方案对弥散颗粒燃料燃耗计算的影响。算例包括无毒物的UC颗粒单栅元,含Gd_(2)O_(3)层的QUADRISO颗粒单栅元和含UC颗粒与Gd_(2)O_(3)毒物颗粒的双颗粒单栅元。数值结果表明,无毒物栅元宏观需分3圈以上,含Gd_(2)O_(3)栅元宏观需分5圈以上;无毒物算例微观不需要分圈,含Gd_(2)O_(3)层的QUADRISO颗粒需在微观燃料区细分2圈,双颗粒问题的Gd_(2)O_(3)毒物颗粒微观需分12~15圈。

针对裂变产额和半衰期的燃耗计算灵敏度和不确定度分析方法

基于广义微扰理论推导了裂变产额和半衰期的燃耗灵敏度系数理论模型,该模型考虑了原子核密度和中子通量的相互影响,并开发了燃耗计算中有效增殖因数和原子核密度等响应参数对核数据的灵敏度和不确定度分析程序。基于评价核数据中裂变产物独立产额的标准差数据,产生了针对压缩燃耗数据库的裂变产额协方差矩阵,以提高不确定度的计算精度。基于ENDF/B-Ⅶ.1数据库量化了UAM基准题TMI-1栅元无限增殖因数及重要裂变产物和重核的原子核密度由裂变产额和半衰期引入的不确定度。数值结果表明,对于栅元无限增殖因数,裂变产额和半衰期引入的不确定度很小;对于部分裂变产物的原子核密度,裂变产额和半衰期会引入较大的不确定度。

蒙特卡罗燃耗计算程序MCNTRANS的开发与验证

本文介绍了开发的蒙特卡罗燃耗计算程序MCNTRANS。MCNTRANS的中子学计算参数直接采用MCNP5程序的反应率计算值,燃耗计算方法采用图论算法跟踪燃耗链,同时,对实际燃耗过程进行详细分析以提高计算精度与程序适用性,并使用预估-校正方法以获取较大的燃耗计算步长。程序计算结果通过OECD/NEA与JAERI燃耗基准题实验结果进行验证,并与其他程序的计算结果进行比较。结果表明,MCNTRANS程序在不同燃耗深度下的计算结果和实验值与其他程序的计算值符合较好,部分锕系核素与裂变产物的计算精度更高。

基于蒙特卡罗方法的燃耗计算误差研究

基于蒙特卡罗方法进行燃耗计算时,随着燃耗加深,燃耗的计算误差逐渐增大。本文针对蒙特卡罗方法的燃耗计算误差进行研究,并采取修正措施改善燃耗计算的精度。结果表明:采用无偏差最小方差(UMV)修正可改善统计误差的传递效应,采用密度修正可保证蒙特卡罗输运计算的准确性,在此基础上局部优化燃耗截面库,进一步改善了燃耗计算的精度,为其工程应用奠定了基础。

反应率线性外推含钆燃料燃耗计算方法的改进

传统预估-校正方法(Predictor-Corrector Method,PC方法)在采用较大步长进行含钆燃料燃耗计算时会出现显著的误差。为此,日本学者提出了微观反应率线性外推方法(Projected Predictor-Corrector Method,PPC方法),获得明显的改进效果。本文从钆的微观反应率随核子密度变化关系出发,进一步在PPC方法的基础上,针对155Gd和157Gd这两种核素,采用了反应率对数线性外推的方法。针对含钆压水堆组件的比较结果表明,当采用的燃耗步长大于25 d时,本文方法优于PPC方法。

SARAX-LAVENDER快堆燃耗计算模块的验证与确认

针对不同燃耗深度的燃耗计算问题开发了2条集总裂变产物燃耗链并研制了燃耗计算模块。该燃耗计算模块已集成在快堆稳态中子学计算程序SARAX-LAVENDER(简称LAVENDER)中。利用MOX-1000燃耗基准题,对LAVENDER程序进行了验证,LAVENDER计算结果与国际其他程序计算结果的平均值吻合较好,证明了本文开发的燃耗链及程序模块的正确性。另外,利用JOYO MK-I燃耗反应性测量实验完成了LAVERDER程序的确认,与实验测量值相比,LAVENDER计算每个循环燃耗反应性损失的相对偏差小于9%,与日本专用快堆分析系统计算结果精度相当。

MCNP-FISPACT耦合燃耗计算程序开发与测试

反应堆堆芯的燃耗计算关系到堆芯的燃料管理,并直接影响堆芯的经济性评估,因此如何快速且准确地对堆芯进行燃耗计算一直是反应堆物理设计的研究重点之一。随着反应堆的发展,其几何结构和物理特性日渐复杂,现有的一维、二维耦合燃耗程序因其在几何处理上的限制,难以满足先进反应堆精细设计分析的要求。为对复杂反应堆堆芯的燃耗情况进行计算,结合粒子输运程序MCNP处理复杂几何和燃耗程序FISPACT处理核素全面的特点,开发了接口程序耦合MCNP和FISPACT来进行燃耗计算,并对耦合程序进行了计算验证。采用了IAEA基准校核例题和CFETR中国聚变工程实验堆例题进行程序验证,经计算得出的有效倍增因子随燃耗的变化曲线和TBR等数据与标准例题的结果符合良好,其误差在可接受范围内。

2400MW先进高温堆的临界与燃耗计算

本工作对2 400 MW棱柱先进高温堆的临界及燃耗进行了研究。所采用的计算工具为SCALE5.1中的TRITON模块。计算中选用了3种燃料石墨比分别为27∶65.4、30∶62.4及33∶59.4的模型。经计算,得到了这3种模型的堆芯寿期分别为1 260、1 350及1 320有效满功率天(EFPDs),对应的燃耗深度为139、134和125GW.d/MtU。

COSINE软件包组件计算程序LATC的燃耗计算模块开发与验证

燃耗计算是反应堆组件参数计算程序的核心功能之一,其计算精度直接影响堆芯物理计算精度。本文系统研究了组件参数计算程序中燃耗计算方法,建立了燃耗计算理论模型,给出了能有效解决燃耗方程刚性的数值方法,根据此方法编制了LATC程序的燃耗计算模块并进行了数值验证。计算结果表明,该燃耗计算模块精度较高,在大燃耗步、深燃耗下仍可得到合理可信的结果。

基于最佳一致逼近多项式的燃耗计算方法研究

本文研究了一种基于最佳一致逼近多项式(MMPA)的燃耗计算方法求解燃耗方程。相比于切比雪夫有理近似方法(CRAM)和围道积分有理近似方法(QRAM),MMPA方法只需一次矩阵求逆计算即可求解燃耗方程,且所有计算都是实数运算,具有数值稳定性好、求解效率高等优点。进一步研制了基于MMPA方法的点燃耗程序AMAC,并耦合蒙特卡罗输运程序OpenMC,采用衰变例题、固定辐照例题、OECD/NEA压水堆栅元燃耗基准题和沸水堆组件燃耗基准题进行验证,程序计算结果与实验值及各参考值吻合良好,初步验证了MMPA方法在理论和数值上的正确性和有效性。

基于拼接裂变矩阵的燃耗计算方法研究

为了实现高效率的输运-燃耗耦合计算,本文基于拼接裂变矩阵理论提出了一种新的燃耗计算方法。拼接裂变矩阵方法使系统的裂变矩阵可以通过预先计算的数据库获得,再根据计算模型的实际工况,按照终点区域性质进行拼接。裂变矩阵数据库采用蒙特卡罗固定源计算得到,堆芯计算也不需要蒙特卡洛模拟,因此可避开耗时的临界计算。本文采用新的燃耗计算方法计算了一个典型两组件模型燃耗600有效满功率天(EFPD)的有效增殖因子和裂变源分布,结果表明燃耗-富集度复合修正比例可将裂变源均方根误差控制在0.7%以下,证明该算法的可行性。

基于并行技术的在线监测系统燃耗计算优化开发

为了提高在线监测系统程序DESCAR模块在燃耗区数目较大时燃耗计算求解的计算效率,本文使用开放式多处理(OpenMP)和信息传递接口(MPI)并行技术,对DESCAR模块进行优化重构,以提高在线监测系统程序的计算效率。验证结果表明,优化重构后的DESCAR模块在保证计算结果正确性的同时,可以有效地提高在线监测系统程序的计算速度,加速效果显著,满足在线监测系统实时性的要求。