Dragon程序在金属燃料铅铋快堆堆芯计算中的应用与偏差分析

铅铋合金或铅冷却快堆(LFR)是具有良好应用前景的第四代先进核能系统之一。针对环形芯体金属燃料(UZr,UPuZr)LFR的燃料组件与堆芯,利用Dragon/Donjon程序开展中子学计算,获得了基于ENDF/B 8.0库的172群和295群多群中子数据库、输运方法(SP3)和扩散方法(MCFD)的结果及其与蒙卡程序RMC的偏差。采用SP3算法针对UZr燃料得到的k;偏差小于550×10;对于UPuZr燃料采用MCFD算法得到的k;偏差小于-700×10;。控制棒组件价值的偏差小于7.6%;172群和295群库的结果基本无差异。应用SP3算法的燃料组件功率偏差小于±6.0%;SP3算法的偏差小于MCFD的。结果证明,Dragon/Donjon程序在金属燃料铅铋快堆物理分析中具有可行性。

基于Dragon/Donjon的钠冷快堆反应性反馈参数计算与分析

反应性反馈参数是反应堆系统行为与事故安全分析的基础输入参数,与堆芯局部的材料、温度或几何尺寸的变化息息相关,是用于检验堆芯分析程序与方法有效性的关键参数之一。本文针对法国超凤凰钠冷快堆的中子学基准题,基于传统的两步法和Dragon/Donjon程序进行计算,获得一系列的反应性反馈参数,并与利用蒙特卡洛程序Serpent的基准题结果进行对比,分析了中子核反应截面数据库和堆芯计算方法对计算偏差的影响。计算结果表明,Dragon/Donjon程序可用于钠冷快堆反应性反馈参数的计算,各项反应性系数与基准题的偏差可接受。与扩算理论的MCFD算法相比,输运理论的SP3算法对于堆芯径向均匀膨胀、钠密度变化或钠空泡效应、燃料轴向膨胀产生的反应性反馈系数的计算偏差更小。对于不涉及结构材料截面温度效应的反应性系数,基于JEFF3.1.1库和ENDF/B 8.0库的结果差异很小。