DRAGON/DONJON程序在CARR物理计算中的适用性研究

反中子阱型研究堆独特的堆芯和反射层结构对传统上适用于动力堆的确定论堆芯物理计算方法提出了挑战。使用确定论程序DRAGON/DONJON对反中子阱型设计的中国先进研究堆(China Advanced Research Reactor,CARR)进行了堆芯物理计算与适用性分析。采用了多组件方法改善CARR堆芯组件均匀化计算的环境影响;使用OPTEX反射层优化方法对反射层均匀化群常数进行修正。将蒙特卡罗方法的计算结果作为参考解,使用DRAGON程序挂载几种常用的多群截面库进行组件计算,选择偏差最小的SHEM-295作为CARR堆芯物理计算截面库。将DRAGON/DONJON的计算结果与传统“三步法”和参考解进行对比表明:临界工况附近的有效增殖系数keff、堆芯活性区和重水箱中间位置的热中子注量率分布以及标准燃料组件的功率分布等核特性参数偏差较小。对于堆芯与重水箱交界、水池外真空边界、跟随体组件等处计算结果出现较大偏差的原因进行了分析。证明了使用DRAGON/DONJON程序进行CARR物理计算具备可行性且相较于传统“三步法”计算精度有了明显改善,能够满足CARR堆上实验方案设计、运行参数快速计算分析等需求。

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程序的多种中子输运计算方法对比分析

为了对比分析多种三维全堆芯pin-by-pin中子输运计算方法的计算能力,尤其是研究评估特征线法(MOC)求解强非均匀性大规模问题的能力,基于DRAGON4.07程序,以C5G7组件、堆芯基准题为算例,比较分析了MOC方法(步特征线法MOC-SC和菱形差分特征线法MOC-DD)、碰撞概率法(CP)、界面流法(IC)的计算效率、计算精度、计算存贮及计算规模。分析结果表明:对于C5G7-UO2组件问题,MOC-SC的计算精度与CP方法相当,优于MOC-DD和IC方法,计算时间约为CP方法的2倍,内存占用量远小于CP方法;对于二维C5G7堆芯问题,MOC方法的计算精度、计算效率及内存占用量均优于CP和IC方法;而用MOC方法实现大规模三维问题的pin-by-pin计算时,还依赖于并行加速手段,尤其是计算存贮问题的突破。

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。

DRAGON程序加载WLUP数据库处理钍基燃料的基准题计算验证

为验证DRAGON程序加载WLUP数据库处理钍基燃料问题的可靠性,本文使用DRAGON程序加载WLUP提供的14种WIMSLIB格式核数据库,计算钍基燃料基准问题的k_(eff)并与实验值进行比对,选择IAEA提供的WIMSD程序计算结果作为比对组。结果表明:DRAGON程序计算结果与WIMSD程序计算结果表现出较好的吻合性,处理轻水慢化钍基燃料时,推荐使用endf68gx数据库,其平均相对偏差为0.18%;处理重水慢化钍基燃料时,推荐使用endf71与jendl3gx数据库,其平均相对偏差为0.81%。因此,使用DRAGON程序加载合适的WLUP数据库计算钍基燃料问题具有一定的可行性。

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。

DRAGON挂载WIMS-D核数据库的基准题计算验证

通过一系列基于实验的基准题对DRAGON3.05B程序挂载WIMS-D核数据库的计算结果进行验证,综合检验了其对不同燃料、不同元件结构的临界计算以及燃耗中的核密度和k∞的计算正确性。并通过DRAGON3.05B与WIMSD-5B分别挂载WIMS-D和ENDF/B-VI.8核数据库的计算结果进行比较。结果表明:DRAGON3.05B挂载WIMS-D库的计算结果是可靠的,其正确性可以满足对钍基先进CANDU堆的设计要求。