基于钠冷快堆BN-600的SuperMC基准校验分析

超级蒙特卡罗核模拟软件SuperMC是由FDS团队自主研发的一个通用的多物理耦合蒙特卡罗模拟程序,基于蒙特卡罗与确定论耦合方法并集成先进并行计算与减方差技术。最新版本SuperMC2.2支持中子、光子、中子光子耦合输运,实现了几何与物理的自动建模、输运计算、过程与计算结果可视化的集成计算分析。SuperMC2.2已通过国际临界安全基准实验手册(ICSBEP)、国际屏蔽积分泄漏率实验手册(SINBAD)等大量国际基准例题的正确性验证。本文用IAEA发布的钠冷快堆BN-600基准例题进一步进行测试校验,测试计算了有效增殖因数、多普勒系数、密度系数、膨胀系数等9个参数。结果显示,SuperMC2.2的计算结果与MCNP相比偏差均在1个标准差范围内,且基本在国际各研究机构计算结果之间,初步验证了SuperMC2.2应用于快堆中子输运计算中的准确性和可靠性。

基于评价核数据库的多群协方差处理程序CovarXS的开发与验证

核数据的不确定度已成为反应堆物理计算结果不确定度的主要来源,而不确定度计算需要的核截面协方差数据处理软件强烈依赖于国外相关计算软件,目前国内对核数据协方差信息处理软件鲜有报道,且对其处理方法和理论研究不多,为此,本文深入研究多群协方差信息处理理论,在自主开发的先进核截面处理程序AXSP中开发了多群协方差处理模块CovarXS,基于ENDF/B-Ⅶ.1评价核数据库制作了33群协方差数据库,通过与NJOY2016中的ERRORR模块计算结果对比,产生的相对协方差数据的相对误差小于1.0%,验证了CovarXS模块开发的正确性。在此基础上,利用制作的33群协方差矩阵对MOX燃料钠冷快堆BN-600基准题进行了分析,对影响系统keff的不确定性最大的核素及其截面进行了分析。基于CovarXS模块和ERRORR计算得到的不同核素对keff的不确定度贡献的相对误差小于0.893%,由此说明CovarXS模块处理得到的多群协方差数据库精度与ERRORR模块生成的多群协方差数据库的精度相当。

基于池式钠冷快堆的VisualBUS4基准检验分析

使用IAEA基准池式纳冷快堆例题BN-600对FDS团队自主开发的大型集成多功能中子学计算分析系统VisualBUS4进行测试,通过与国际上其他单位的程序和数据库计算结果进行对比分析,其中有效增值因子、燃料多普勒系数、不锈钢多普勒常数、燃料密度系数、不锈钢密度系数、吸收体密度系数、纳密度系数、轴向膨胀系数、径向膨胀系数及有效缓发中子份额的计算结果均介于其他单位测试值之间,与平均值符合的较好。测试结果初步验证了VisualBUS4在复杂快中子堆型设计中正确性和可靠性。

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。