反应堆组件参数计算程序中燃耗方程数值解法研究

本文介绍了组件参数计算程序中燃耗计算理论模型,给出了求解燃耗方程的两种数值方法,编制了相应的计算程序,并将其计算结果与解析解的计算结果进行了对比分析,验证了两种数值方法的有效性。对两种数值方法的计算效率进行了比较,结果表明：两种数值方法均能取得较高的计算精度,但在计算速度及对初始时间步长取值的限制方面,Rosenbrock方法明显优于龙格库塔方法。     

新型燃料组件计算软件SimFA燃耗计算策略研究与验证

如何在合理的时间步长下准确地模拟含钆(Gd)燃料的燃耗行为一直是组件计算程序开发工作中密切关注的问题。为了提高用于核电厂控制室全范围模拟机的少群截面参数的精确度,中核武汉核电运行技术股份有限公司(CNPO)开发了新型燃料组件计算软件Sim FA。本文对Sim FA的燃耗计算方法,特别是含Gd燃料的燃耗计算策略进行了介绍。与传统燃耗计算方法以及国际同类权威软件的计算结果比较显示,Sim FA采用的扩展的预估-校正方法(EPC)与带燃耗子步的线性反应率方法(LR)相结合的燃耗计算策略,在计算精度和计算速度方面表现出良好的综合性能,允许在不丢失计算精度的情况下用较大的时间步长进行燃耗计算,可以认为是一种适用于含Gd组件的燃耗计算策略。     

燃料组件程序ROBIN-1.7的验证和确认

利用国际公开基准题开展ROBIN-1.7燃料组件计算程序的共振计算、输运计算、燃耗计算等模块的验证工作。分别利用临界基准问题、蒙特卡罗程序、OECD NEA燃耗基准问题及其他输运-燃耗基准问题等对ROBIN-1.7程序进行确认。验证及确认结果表明,ROBIN-1.7程序的共振计算、输运计算、燃耗计算等模块及集成计算结果是正确的;ROBIN-1.7程序对各问题主要物理参数(如反应性、棒功率分布以及同位素浓度)的计算精度达到了国际同类商业程序的水平,满足在压水堆中工程应用的要求。     

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。     

轻水堆燃料组件计算程序包TPFAP

TPFAP是一个同时适用于PWR和BWR的穿透几率法燃料组件燃耗计算程序包。它首先利用碰撞几率方法在库能群结构下完成三区或四区圆环几何的栅元输运计算。载钆燃料棒或硼棒可燃毒物栅元的有效吸收截面由微燃耗程序CMB产生,两维穿透几率法组件计算是在(x,y)几何下进行。基模计算用来考虑中子泄漏修正。根据反应率等效,计算组件等效扩散参数。在每一燃料棒和可燃毒物棒进行燃耗计算,TPFAP给出每一燃耗步的组件和栅元少群截面、功率分布,提供核设计和安全分析所需参数。     

基于组件计算的燃耗实验基准题建模分析

组件计算在堆芯核设计中占有重要地位。组件程序的燃耗计算精度对核反应堆堆芯的功率分布、换料寿期及反应性控制设计方面具有重要意义。为了评估用于堆芯燃耗计算的多群常数库的准确性,本文运用DRAGON计算程序建立了燃耗实验计算模型,采用SFCOMPO-2.0燃耗实验基准题提供的乏燃料样品燃耗历史参数及最终核素组分信息,对Takahama-3反应堆、H.B. Robinson-2反应堆及Beznau-1反应堆系列样品进行了建模计算,并将计算结果与SFCOMPO-2.0数据库中的基准实验结果进行了对比和分析。结果表明:多数核素的模拟结果与基准值符合良好,误差在10%以内。同时本文对理论计算值与基准实验值存在差异较大的几种核素进行了相应讨论,并对样品计算结果进行了对比分析。     

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。     

SARAX-FXS程序针对非均匀快堆堆芯计算中的改进及应用

SARAX-FXS程序是基于确定论方法,适用于快谱堆芯组件能谱、均匀化参数计算的程序。由于快堆中组件空间自屏的非均匀效应不可忽视,本文将基于一维圆柱、平板几何的碰撞概率方法加入SARAX-FXS模块,并以等效一维模型计算组件的均匀化参数。为保证能群归并前后的核反应率守恒,在组件计算中引入超级均匀化(SPH)因子修正截面。采用快堆基准题MET-1000对程序的计算结果进行验证,结果表明,与参考解相比,SARAX-FXS的一维计算模块具有较高的精度,特征值计算相对偏差在100~200pcm之间。堆芯计算结果显示,引入SPH因子可提高特征值计算的精度约300pcm,功率分布的均方根误差可从约3%下降至约1%。     

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。     

高阶预估-校正燃耗方法在压水堆组件计算中的应用

压水堆燃料组件输运燃耗耦合计算通常采用的是传统的预估-校正(PC)燃耗方法。然而,该方法本身的假设导致其存在一定的计算误差。为进一步提高燃耗计算的精度,本文针对传统的预估-校正燃耗方法的缺陷研究了改进的预估-校正燃耗方法,改进了对核反应率进行修正的高阶预估-校正燃耗方法,并在Bamboo-Lattice程序中进行了程序实现,对该方法进行了验证分析。结果表明:改进的预估-校正燃耗方法和高阶预估-校正燃耗方法在保证计算效率的前提下提高了燃耗计算的精度。     

Development of a Method for Evaluation of Pin-wise Power Distribution in Fuel Assemblies of Fast Reactors

In the design of fast reactor core with higher burnup and higher linear power, prediction accuracy of burnup history of fuel pin should be upgraded so as to assure fuel integrity without extra design margin under increased neutron fluence and burnup. A method is studied to predict fuel pin-wise power and its burnup history in fast reactors accurately based on an analytic solution of diffusion theory equation on hexagonal geometry with boundary condition from core calculation by finite-differenced diffusion calculation code. The present method is applied to a fast reactor core model, and its accuracy in predicting fuel pin power is tested. The result is compared with the reference solution by the finite difference calculation with very fine mesh. It is found that the present method predicts the power peaking factors in fuel assemblies accurately. The fuel pin-wise nuclide depletion calculation is also done using neutron fluxes for each fuel pin. The result shows that the fuel pin-wise depletion calculation is very important in predicting the burnup history of the fuel assembly in detail.     

Effect of Moderator Density Distribution of Annular Flow on Fuel Assembly Neutronic Characteristics in Boiling Water Reactor Cores

The effect of the moderator density distribution of annular flow on the fuel assembly neutronic characteristics in a boiling water nuclear reactor was investigated using the SRAC95 code system. For the investigation, a model of annular flow for fuel assembly calculation was utilized. The results of the assembly calculation with the model (Method 1) and those of the fuel assembly calculation with the uniform void fraction distribution (Method 2) were compared. It was found that Method 2 underestimates the infinite multiplication factor in the fuel assembly including the gadolinia rod (type 1 assembly). This phenomenon is explained by the fact that the capture rate in the thermal energy region in gadolinia fuel is estimated to be smaller when the liquid film of annular flow at the fuel rod surface is considered. A burnup calculation was performed under the condition of a void fraction of 65% and a volumetric fraction of the liquid film in liquid phase of 1. It is found that Method 2 underestimates the infinite multiplication factor in comparison to Method 1 in the early stage of burnup, and that Method 2 becomes to overestimate the factor after a certain degree of burnup. This is because Method 2 overestimates the depletion rate of the gadolinia.     

燃耗信任制下燃耗计算对临界计算的偏差及不确定度的研究

为量化燃耗信任制中燃耗计算传递给临界计算的不确定度,本文基于参数统计法对燃耗计算的核素偏差及偏差不确定度展开分析,并以蒙特卡罗（MC）抽样方法计算的kinf不确定度为基准,比较不同抽样方法对临界计算不确定度的影响。结果表明,核素偏差与偏差不确定度是随样品燃耗变化的分段函数。对于临界计算,拉丁超立方抽样（LHS）方法与MC抽样方法的kinf不确定度计算结果吻合较好,且LHS方法可考虑参数间的相关性,计算结果更真实,可进一步提升电厂的经济性。     

三维六角形组件压水堆堆芯燃料管理计算及程序系统研究

介绍所研制的WWER型压水堆堆芯燃料管理计算程序系统TPFAP-H／CSIM-H，六角形组件均匀化计算程序TPFAP-H是在压水堆正方形组件程序TPFAP的基础上，采用穿透概率法与响应矩阵方法相结合计算六角形组件内中子能谱分布，并考虑六角形栅元特点改造开发而成的CSIM-H是以先进六角形节块扩散程序为基础．参照SIMULATE程序功能而研制的物理-热工水力耦合的三维六角形节块PWR堆芯燃料管理程序两者通过接口程序LINK连接起来，可以考虑燃耗，功率、慢化剂密度变化．控制棒、氙等参数的多种反馈效应对IAEA的WWER-1000型Kalinin核电厂基准问题的校算的结果表明，临界硼浓度、功率和燃耗分布等结果与国际各研究机构的结果吻合良好，偏差均在工程要求之内。     

Development and validation of the code COUPLE3.0 for the coupled analysis of neutron transport and burnup in ADS

The analysis of the fuel depletion behavior is critical for maintaining the safety of accelerator-driven subcritical systems(ADSs). The code COUPLE2.0 coupling 3-D neutron transport and point burnup calculation was developed by Tsinghua University. A Monte Carlo method is used for the neutron transport analysis, and the burnup calculation is based on a deterministic method. The code can be used for the analysis of targets coupled with a reactor in ADSs. In response to additional ADS analysis requirements at the Institute of Modern Physics at the Chinese Academy of Sciences, the COUPLE3.0 version was developed to include the new functions of(1) a module for the calculation of proton irradiation for the analysis of cumulative behavior using the residual radionuclide operating history,(2) a fixed-flux radiation module for hazard assessment and analysis of the burnable poison, and(3) a module for multi-kernel parallel calculation, which improves the radionuclide replacement for the burnup analysis to balance the precision level and computational efficiency of the program. This paper introduces thevalidation of the COUPLE3.0 code using a fast reactor benchmark and ADS benchmark calculations. Moreover,the proton irradiation module was verified by a comparison with the analytic method of calculating the210 Po accumulation results. The results demonstrate that COUPLE3.0 is suitable for the analysis of neutron transport and the burnup of nuclides for ADSs.     

基于CRAM的压水堆燃耗程序开发及验证

本文基于Cinder90燃耗数据库开发了燃耗求解程序MCRAM，并耦合MCNP程序对重要的锕系核素和裂变产物核素的反应截面进行了修正。以OECD/NEA乏燃料成分基准数据库中的Takahama-3压水堆燃料组件为基准题，对MCRAM程序的计算结果进行了验证，并与其他程序的计算结果进行了比较。结果表明，MCRAM程序对重要裂变产物和主要锕系核素的计算结果相对偏差小于5%，计算精度与ORIGEN2程序的相当。与此同时，同一例题的计算效率MCRAM较之MCNTRANS程序提高了近200倍。