三维中子-光子离散纵标输运程序CTDOS开发与验证

基于离散纵标方法开发了三维输运屏蔽程序CTDOS测试版。该程序可实现三维几何系统内中子-光子输运过程k_eff和固定源计算问题的求解。采用CTDOS程序对Takeda基准题第一模型、Kobayashi基准题第一模型进行了计算,k_eff计算结果与基准题及TORT计算结果的最大误差小于0.04%,群通量密度计算结果与基准题及TORT计算结果的平均误差约为3%。结果初步证明：CTDOS开发过程及功能是正确的,计算精度较高。     

基于NECP-X程序的C5G7-TD系列基准题的计算与分析

C5G7-TD系列基准问题是经济发展与合作组织核能机构（OECD/NEA）建立的，通过该系列基准题可以验证三维非均匀瞬态输运计算的程序计算能力和计算精度。NECP-X程序是西安交通大学核工程计算物理实验室（NECP）开发的数值反应堆物理计算程序，为了更好地验证其时空中子动力学模块，本文利用NECP-X对C5G7-TD非均匀瞬态基准题阶段1的所有算例进行计算，并与国际知名高保真中子学程序nTRACER进行对比分析，给出总功率和三维精细功率分布随时间的变化。数值结果表明，NECP-X中的时空中子动力学模块计算结果精度高，计算结果分辨率高，计算时间处于国际先进水平，能够满足三维高保真时空动力学计算的需求。      

模块化2D/1D耦合特征线法MMOC程序开发及验证

本文基于耦合求解的思想，轴向、径向均采用特征线法（MOC），通过开展2D/1D耦合MOC理论模型、模块化几何预处理方法研究，开发了2D/1D耦合MOC 3D中子输运求解程序MMOC，并开展了1D/2D/3D C5G7基准题验证。k_eff的相对误差分别为0.082%、0.045%、0.032%，该程序准确有效，计算精度满足中子输运计算的要求。     

基于组件模块化特征线方法的中子输运计算研究

栅元模块化特征线方法(MOC)在处理压水堆组件水隙等问题上存在几何处理上的困难。为了克服这些问题,采用Fortran语言开发了基于组件模块化特征线方法(AMRT)的中子输运计算程序NECP-Medlar,并采用两重粗网有限差分方法进行加速。2D C5G7基准题和典型压水堆组件问题的数值计算结果表明,该程序具有良好的计算精度和较高的计算效率,并且能够通过直接计算组件之间的水隙,较精确地描述组件中子通量密度的分布。     

使用RMC求解C5G7-TD基准题动力学问题

清华大学反应堆工程分析(REAL)实验室研发的核反应堆蒙特卡罗(蒙卡)程序(RMC)具有动力学计算功能,为完善其动力学计算算法、验证动力学计算结果,RMC参加了C5G7-TD瞬态基准题的计算。C5G7-TD基准题目前包含6套共28个子算例,这些算例通过控制棒的移动或者慢化剂密度的升降来引入反应性变化。为了减少蒙卡程序计算中结果的波动,RMC使用了106个粒子,同时采用非均匀时间步长以减少计算资源的消耗。除去少量计算规格不同的问题,RMC与n TRACER的功率变化计算结果吻合良好。     

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（P_N）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。      

基于非结构网格输运模型的核-热耦合程序的开发与验证

反应堆内存在着中子物理、流动传热等多种物理场的紧密耦合和相互反馈。为了能准确地模拟反应堆内的真实情况，本研究针对先进复杂反应堆开发了非结构网格核-热耦合程序MORPHY。中子物理求解采用三角形变分节块法方法结合刚性限制法求解时空中子输运方程；热工水力求解基于一维的并联通道模型和圆柱导热模型。采用TWIGL基准题验证了中子动力学的准确性，堆芯相对功率与参考结果的偏差小于0.5%。与Dodds基准题结果对比，验证了程序对于非结构网格的描述能力。基于NEACRP压水堆基准题对程序的核热耦合计算能力进行验证，并分析对比了不同耦合方法、角度离散阶数对结果的影响。结果表明：MORPHY程序计算值与TWIGL、Dodds以及NEACRP基准题参考值吻合良好，能够用于堆芯稳态和瞬态核热耦合分析模拟。     

先进栅格中子学程序KYLIN-2输运计算基准验证

针对先进栅格中子学程序KYLIN-2的输运计算模块,开展了多个基准题数值验证,包括均匀介质基准题、Postma基准题、沸水堆(BWR)栅元基准题和C5G7组件基准题等。验证结果表明:射线间距对程序计算结果影响相对较小;方位角数目越多,计算精度越高,推荐的方位角数目应大于6;在选择适当的计算参数的前提下,程序输运模块具有较高的计算精度。     

SN2D程序在C5G7基准例题上的验证与分析

C5G7基准例题因其具有强烈非均匀性、组件能谱差异大等特点,常用来检验软件计算有效性。在对栅元进行不同的几何等效和对原有的栅元等效均匀化方法进行改进的情况下,采用二维离散纵标法输运计算程序SN2D对C5G7基准例题进行了分析计算,给出了各种计算条件下k_eff和功率分布的计算误差。结果表明,SN2D程序可应用于C5G7基准例题的求解。计算结果可为求解类似问题时计算程序及条件的选择提供直接参考。     

刚性限制法在瞬态中子输运计算中的应用

刚性限制法(SCM)可有效缓解中子动力学方程中的刚性问题,可采用较大时间步长获得同等计算精度,提高计算效率。现有SCM主要用于求解两群瞬态中子扩散方程。本文将SCM应用于求解多群瞬态中子输运方程,在原有中子输运方程特征线方法求解程序PEACH的基础上,增添了瞬态求解功能,开发了PEACH-K程序。采用OECD/NEA最新发布的基准题C5G7-TD对PEACH-K程序进行数值验证,结果表明,PEACH-K程序在大时间步长下仍具有很高的计算精度,且具有良好的数值稳定性。     

基准模型keff对核数据的灵敏度分析及不确定度量化

为研究有效增殖因数（k_eff）对核反应数据的灵敏度,以科学量化核数据导致k_eff计算的不确定度,编制了输运计算积分量灵敏度及不确定度分析程序SURE。该程序采用多群S_N输运计算方法计算k_eff、角通量和伴随角通量,基于微扰理论确定k_eff对核数据的灵敏度,利用协方差数据量化评估k_eff计算的不确定度。利用ENDF/B-Ⅶ.1评价中子核数据库,制作了输运计算所需的多群核数据、灵敏度分析所需的各反应道多群截面和中子群转移矩阵、不确定度分析所需的多群协方差数据。采用上述数据,利用SURE分析了基准模型Godiva和Jezebel的k_eff计算值对核数据的灵敏度,以及核数据导致的模拟计算的不确定度。SURE的灵敏度计算结果与MCNP程序及FORSS程序计算结果符合较好。     

基于数字化反应堆物理计算程序SHARK的一步法输运计算方法研究

为建立基于数字化反应堆技术的新一代反应堆物理计算方法,实现数字化反应堆高保真建模、高分辨率高精度计算,基于数字化反应堆物理计算程序SHARK,开展了一步法输运计算方法研究,建立并比较了二维/一维方法及准三维特征线输运方法;基于空间区域分解及粗网有限差分(CMFD)的大规模并行加速技术,实现了棒状堆芯及板状堆芯的全堆规模一步法输运计算。数值结果与蒙特卡罗程序基准解相比,特征值偏差小于100pcm(1pcm=10^-5),最大棒功率、板功率偏差小于3%,验证了SHARK程序一步法输运计算方法具有良好计算精度,能够适用于棒状、板状堆芯等多应用场景。     

基于BEAVRS基准题高保真建模的OpenMC程序和NECP-X程序的对比验证

基于BEAVRS2.0.1基准题进行高保真建模,构建了含有193个燃料组件的压水堆和含有21个燃料组件的压水堆堆芯模型。应用确定论一步法程序NECP-X和概率论蒙特卡罗程序OpenMC分别对两种模型进行建模,计算热态零功率条件下堆芯的有效增殖因子、组件功率的分布以及各个控制棒组的控制棒价值。对比验证计算结果表明：热态零功率状态下有效增殖因子偏差在1.40×10^-3以内,不同控制棒组插入状态下有效增殖因子偏差低于5.9×10^-4,控制棒价值偏差均在4.9×10^-4以内;不同控制棒组情况下堆芯功率分布的平均相对偏差均在0.6%以内。初步验证了两个程序对复杂堆芯精细建模计算的可行性和准确性,对程序的应用及完善具有参考意义。     

压水堆核电站的调试启动(三)

4.低功率物理试验低功率物理试验主要是在热态稍高于零功率时进行堆的物理特性试验,以取得反应堆运行所需要的数据,校核理论计算。试验时,蒸汽排入冷凝器或大气。压水堆低功率物理试验的主要项目和内容见表4。(1)控制棒价值和硼价值的测定 控制棒组件的效率与中子通量平方成正比。因此,不同径向位置的控制棒因堆内中子密度分布的不同而对中子有不同的吸收效率。从一根控制棒来说,在活性区不同高度时,它的单位长度的中子吸收能力也有明     

采用边界流响应矩阵的组件等效计算方法研究

由于反应堆堆芯存在大量重复结构,本文研究采用边界流响应矩阵的组件等效方法处理这些复杂结构。为使组件表面入射流J⁺与表面出射流J^-的耦合关系为线性关系,将组件的裂变截面除以堆芯的k_eff,将堆芯物理计算的本征值问题转化为一固定源问题,这样只需得到J⁺与J^-之间的线性耦合系数即可确定二者的耦合关系。然后通过在全堆芯范围内进行迭代,求出堆芯的k_eff及各组件的表面流,进而得到堆芯各处的通量分布形状。采用二维S_N程序SN2D,对C5G7基准题的等效误差进行计算分析。结果表明：在不进行能群和角度归并的情况下,采用该方法可得到较为精确的k_eff及组件功率,但栅元功率分布仍存在一定误差,需在进一步研究中加以解决。     

六角形格林函数节块法

本文基于保角变换思想将格林函数节块法应用于六角形几何,该模型采用保角变换将六角形节块变换为矩形节块,对变换后的矩形节块扩散方程横向积分并应用第二类边界条件的格林函数法进行求解。基于此模型编制了堆芯三维多群稳态程序NACK。利用NACK程序计算了不带反射层二维VVER-1000、三维两群VVER-440和带不连续因子的二维基准题。计算结果表明,有效增殖因数k_eff的误差均小于50 pcm,组件功率分布最大相对误差小于2%,验证了程序的正确性。     

刚性限制法在瞬态中子输运计算中的应用

刚性限制法（SCM）可有效缓解中子动力学方程中的刚性问题，可采用较大时间步长获得同等计算精度，提高计算效率。现有SCM主要用于求解两群瞬态中子扩散方程。本文将SCM应用于求解多群瞬态中子输运方程，在原有中子输运方程特征线方法求解程序PEACH的基础上，增添了瞬态求解功能，开发了PEACH-K程序。采用OECD/NEA最新发布的基准题C5G7-TD对PEACH-K程序进行数值验证，结果表明，PEACH-K程序在大时间步长下仍具有很高的计算精度，且具有良好的数值稳定性。     

基于蒙特卡罗程序JMCT模拟计算堆芯物理基准题VERA

JMCT是基于蒙特卡罗方法的中子输运程序，具有几何建模精细、截面数据准确、物理过程真实等特点，计算结果具有更高的精度。通过开发临界硼浓度搜索、输运-热工-燃耗耦合功能模块，使JMCT具备了堆芯物理计算功能。本文利用JMCT程序对CASL项目提出的堆芯物理基准题库VERA进行模拟，获得了k_eff、控制棒价值、反应性系数等启动物理参数以及硼降曲线等堆芯运行参数。JMCT计算结果与蒙特卡罗程序KENO-Ⅵ以及MC21进行了对比，结果符合良好，证明了JMCT具有堆芯物理计算能力，并具有较高的精度。     

KYLIN-Ⅱ软件针对IAEA板元件基准题的数值验证

针对国际原子能机构(IAEA)板元件基准题进行了计算分析,对先进中子学栅格软件(KYLIN-Ⅱ)的中子输运计算功能进行了数值验证,结果表明该软件各模块开发是正确的,对复杂几何燃料组件的计算结果精度是可靠的。     

双面慢化环形燃料反应堆物理实验

环形燃料零功率反应堆是首个双面慢化环形燃料作为核燃料的反应堆。本文采用周期法、落棒法获取环形燃料零功率反应堆的临界参数、控制棒价值、元件价值、含Gd元件的反应性效应等关键参数,对环形燃料零功率反应堆的物理性能进行实验研究,验证环形燃料反应堆堆芯物理设计计算程序。结果表明：根据外推过程确定堆芯临界装载环形燃料元件96根,实心燃料元件172根,此时k_eff为1.000 40,堆芯调节棒价值为-247.5 pcm,安全棒价值为-1 358.4 pcm;元件价值与理论值平均偏差为1.3 pcm,含Gd元件反应性效应与理论值平均相对偏差为8.8%。本文结果为环形燃料的工程化设计程序提供关键数据支撑。