基于RMC的蒙特卡罗燃耗计算氙振荡抑制方法研究

蒙特卡罗燃耗计算模型为中子输运弱耦合系统时,计算结果会出现数值振荡,从而引入较大误差,甚至导致计算终止。蒙卡燃耗计算中出现的数值振荡主要由堆内的裂变毒物氙驱动,所以如何有效抑制氙振荡是蒙卡燃耗计算研究的内容之一。强制平衡氙方法在各燃耗步功率保持恒定时有很好的抑制效果,但在小步长变功率燃耗计算时,所得的计算结果存在显著偏差。目前,国际主流的反应堆基准题提出了变功率燃耗计算的需求,为抑制小步长变功率燃耗计算的氙振荡,在堆用蒙卡程序RMC中开发了通用平衡氙方法。本文介绍RMC中主要采用的平衡氙方法,包括强制平衡氙方法和通用平衡氙方法。对数值验证的计算结果进行分析和比较,结果表明通用平衡氙方法能有效抑制定功率及小步长变功率蒙特卡罗燃耗计算的氙振荡现象。     

不同核评价数据库中Pb和Bi的截面对铅基快堆k_(eff)的影响

铅基快堆是GIF官方发布的第四代核能系统堆型之一,不同的核评价数据库中铅截面的较大差别会影响铅基快堆物理设计计算的准确性。本文利用国际上最新发布的核评价数据库JENDL-4.0、JEFF-3.2、ENDF/B-Ⅶ.0和BROND-3.1,制作了关键核素Pb、Bi的连续点截面,利用国际基准题评价手册中的PMF035和国际原子能机构发布的铅基快堆RBEC-M基准题以及cosRMC程序,对Pb和Bi的截面对系统有效增殖因数的影响进行了详细研究。对于PMF035带Pb反射层的临界基准题,上述所有核数据库的新版本较旧版本的计算偏差均有所减小,其中BROND的改善最为明显。对于RBEC-M基准题,使用ENDF/B-Ⅶ.0核数据库的计算结果与基准报告中结果符合较好;使用上述其他新版本数据库中截面数据替换计算结果表明,采用不同库中的Pb、Bi截面数据会使计算结果出现不同的偏差,其中,JENDL-4.0中Pb截面对计算结果的影响较Bi截面的影响大。     

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。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

一种铅-铋合金冷却快堆的高放废物积累量研究

目前商用压水堆积累了大量的长寿命高放废物,放射毒性强,衰变时间漫长,对环境和人类构成了长期威胁,作为6种第四代核能系统堆型中的一种,铅基冷却快堆在减少长寿命高放废物产生方面具有优势。基于此本文提出了一种热功率为300 MW的铅-铋合金冷却快堆设计。利用MCNP程序对反应堆堆芯进行建模并计算了堆芯在寿期初的主要物理参数,详细分析了燃耗过程中长寿命高放核素的积累量,并与一般压水堆长寿命高放核素的积累量进行了比较。结果表明,对主要关心的次锕系核素,铅-铋合金冷却快堆的产生量远小于压水堆的,而长寿命裂变产物的产生量与压水堆的相当。总体来说,铅-铋合金冷却快堆产生的长寿命高放废物总量小于压水堆的,可看出铅-铋合金冷却快堆在减少长寿命高放废物产生方面更具有竞争性。     

基于BEAVRS全堆基准题的RMC临界计算验证

BEAVRS是基于20世纪60年代美国商用反应堆建立的基准题模型,具有精细的堆芯配置参数和详细的运行测量数据,是新型的反应堆分析工具验证基准题。本研究利用自主堆用蒙卡程序(RMC)对BEAVRS进行建模,计算反应堆在不同硼浓度和控制棒步数条件下的临界有效增殖系数、控制棒价值、温度系数、仪表管里的235U裂变率等一系列重要参数。结果与实测数据及同类软件结果在可接受范围,验证了RMC进行反应堆临界分析的精确性和可靠性。     

聚变-裂变混合堆程序开发及验证

针对聚变-裂变混合堆设计研究中原有燃耗计算程序MONK9A耗时长等问题,利用MCNP和SCALE5.1程序包中的Origen-s程序开发出1套可用于先进反应堆设计的燃耗耦合程序MOCouple-s.选取了压水堆燃耗基准题、ADS基准题对MOCouple-s程序进行了验证,结果表明,MOCouple-s程序关于反应性和核素成分的计算结果与实验测量结果和其他程序的计算结果符合良好,且在某些计算结果、参数设置、自动化执行等方面优于国内外类似程序.利用MOCouple-s程序对MONK9A程序在混合堆燃耗计算上的适用性进行了验证,结果差别不大,证明MONK9A程序用于混合堆初步研究设计得到的燃耗计算结果是可靠的.     

燃耗截面基本库对输运燃耗耦合计算的影响分析

基于蒙特卡罗中子输运程序和ORIGEN2点燃耗程序的蒙特卡罗输运燃耗耦合计算方法应用广泛。但现有评价库中子连续截面的核素个数远小于燃耗计算涉及到的核素数量,即通过输运计算得到的燃耗截面不足以完全替代燃耗计算的基本库。采用经过栅元验证的蒙特卡罗燃耗程序MCBMPI,对最新的VERA燃耗计算基准题进行验证计算,对比分析不同的燃耗截面基本库对输运燃耗计算的影响。分析结果表明:1)在实际应用中尽量不要采用典型热中子截面库,会带来较大偏差;2)在燃耗计算核素替换较多的情况下,对该基准题而言,选取典型压水堆基本库还是典型快堆基本库,对结果影响不大,二者keff偏差在8‰以内,燃耗末期235U偏差在4‰以内,135Xe偏差在5‰左右;3)建议选取与研究对象能谱相近的基本库。     

基于WIMS-D库燃耗数据的更新与基准验证

随着AP1000等新一代压水堆的发展,燃耗深度在不断提高,平均卸料燃耗深度提高到60 GW d·t-1。然而,传统使用的WIMS69群和XMAS172群WIMS-D格式多群常数库,其能群结构存在共振峰重叠,核素种类较少,裂变产物产额的偏差较大,并且伪裂变产物中包含的核素种类较多而导致152Gd、160Gd、159Tb、160Tb等重要核素无法得到精确处理等问题。因此,本文主要针对AP1000等新一代反应堆的设计以及运行特点,基于ENDF/B-VII.1库,并且在现有基础上针对WIMS-D库中的伪裂变产物、裂变产物燃耗链以及裂变产物产额等燃耗数据进行更新,再通过NJOY程序开发了SHEM281群WIMS-D格式多群常数库。通过DRAGON程序挂载该WIMSD281库,对其进行临界和燃耗两方面基准验证。计算结果表明,该数据库的计算结果与基准值符合较好,精度较高,结果可靠,可初步用于压水堆的相关计算。     

基于抽样方法的燃耗计算核素积存量不确定度分析

基于抽样基本原理研究了应用于燃耗计算的不确定度分析方法,并开发了燃耗计算不确定度分析程序。基于评价核数据库ENDF/B-Ⅷ.0的裂变产额标准差和衰变常量标准差计算得到了衰变常量协方差矩阵和带相关性的裂变产额协方差矩阵,并结合SCALE6.2程序包的56群反应截面协方差数据库,对Takahama-3压水堆组件基准题中SF95-4样品进行不确定度分析。计算了反应截面、衰变常量和裂变产额不确定度引起的核素积存量的不确定度。计算结果表明,反应截面的不确定度是锕系核素积存量不确定度的主要来源,裂变产额和衰变常量的不确定度对部分裂变产物的积存量会引入较大的不确定度。但考虑裂变产额相关性后,裂变产额引起的不确定度显著降低。     

铅基快堆RBEC-M燃耗库制作方法研究及验证

      提出了一套新的方法流程，用来处理和生成燃耗计算所需的数据。利用核数据处理程序NJOY处理评价数据库ENDF-B-Ⅶ.1生成33群的MATXS格式库，再根据具体问题中的材料信息，经截面处理程序MGGC处理得到相关核素的微观、宏观截面，经自编写的处理模块Triso对其进行格式转化、合并，最终得到提供给燃耗计算程序使用的ISOTXS库文件，其中一般核素以微观截面的形式表示，裂变产物以类似宏观截面的伪裂变产物形式表示。对铅冷快堆基准题900 MW RBEC-M进行了计算，采用REBUS-3进行燃耗计算，对比了结果中的有效增殖系数k_eff随燃耗的变化趋势、功率分布以及中子能谱，最终结果与参考报告较为符合，初步验证了这一系列燃耗库制作流程的可行性。      

基于蒙特卡罗方法的三维燃耗计算研究

采用通过编写连接MCNP程序和ORIGEN2程序的接口处理程序的方法进行快中子系统的燃耗计算。由MCNP、ORIGEN2、接口处理程序和截面文件组成的软件系统可用于燃料或堆芯非均匀布置快中子系统的燃料同位素成分和燃耗反应性损失计算,在燃耗反应性损失计算中采用了伪裂变产物的方法。介绍程序系统的研制情况,并给出用该软件系统计算中国实验快堆首炉堆芯和OECD/NEAMOX燃料快堆基准题的燃耗计算结果。     

二维输运燃耗耦合程序开发与验证

为准确计算反应堆内燃耗问题,建立了基于二维离散纵标法及BATEMAN燃耗方法的输运燃耗耦合计算方法,并开发相应的计算程序。基于ENDF/B-Ⅶ评价库开发了175群中子和42群光子截面数据库MUSE-F1.0,采用OECD/NEA发布的MOX燃料快堆基准题对耦合计算方法及程序系统进行验证计算。结果表明,耦合计算程序结果与基准题吻合良好,误差在8%以内,初步验证了耦合计算程序在快堆嬗变工程应用中的可行性。     

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。     

基于CRAM的压水堆燃耗程序开发及验证

正基于CRAM方法开发了燃耗求解程序MCRAM,利用Cinder90燃耗数据库生成了3 400阶燃耗矩阵(图1),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验证,并与其他程序的计算结果进行比较。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误差小于5%,计算精度与ORIGIN2程序的相当(图2)。     

RMC均匀裂变源方法及其在堆用蒙特卡罗计算不对称性问题中的应用

堆用蒙特卡罗程序(RMC)不断被研发以适应于反应堆大规模精细模拟计算。在临界计算中,反应堆中子注量率、功率密度等分布不均匀导致其统计偏差的波动性增大,进而导致反应堆物理对称区域计算结果出现不对称性。蒙特卡罗堆芯计算不对称性主要由统计方差造成,减小方差波动可降低堆芯计算不对称程度。本工作在RMC临界计算中增加均匀裂变源方法,并对Hoogenboom-Martin基准题进行计算验证。结果表明,改进的方法在降低堆芯方差波动性与低功率区域方差方面效果显著。     

快堆用蒙特卡罗多群数据库制作方法研究

基于离散角方法，开发了蒙特卡罗多群数据库生成程序MGXSMC，该程序可以实现从输入文件读取截面数据或者从指定格式的截面库中读取截面，产生可供蒙特卡罗程序MCNP或RMC计算的数据库，并且可自动生成相应的索引文件列表。采用二维两群不带反射层的国际原子能机构（IAEA）压水堆（PWR）基准题和铅基快堆（RBEC-M）基准题对MGXSMC程序加工产生的核数据进行验证，计算结果表明，采用P5阶近似多群截面与连续点截面计算的有效增殖系数（keff）结果相差24 pcm（1pcm=10-5），而采用P0阶近似多群截面与连续点截面计算的keff结果相差较大。由此说明蒙特卡罗多群数据库的制作方法和所开发的程序是正确的，同时，中子各向异性散射对铅基快堆计算结果影响较大，故制作蒙特卡罗多群数据库时应加入中子散射角数据。      

秦山核电站考验元件燃耗的辐照史校正计算

通过实验测得反应堆停堆时刻裂变产物~(137)CS、~(148)Nd等监测体的浓度值,进而推算出辐照燃料元件的燃耗值是通常采用的方法。它需要若干参数,如裂变产物的平均裂变产额,反应(n,γ)的修正量,放射性裂变产物的堆内衰变修正量,可裂变核素的平均裂变能量等。这些参数都同燃料的辐照历史紧密关联。本文概述了上述参数的计算方法并给出了计算结果。方法的主要特点是:1.以考验元件的实际参数为输入数据;2.根据反应堆实际运行史反复循环模拟计算;3.除计算重核素及所要求的裂变产物的原子浓度和放射性外,仔细计算了~(137)Cs和~(148)Nd等核素(n—1)衰变链中子俘获反应的修正量。     

基于cosRMC的新一代PWR栅元和组件燃耗计算

新一代压水堆与现有压水堆的重要区别之一是燃料富集度不同,考虑到燃料制造、燃料燃耗等问题,目前压水堆的UO₂燃料富集度通常小于5%,MOX燃料中易裂变Pu含量通常小于6%。新一代压水堆的燃料富集度有可能超过现有标准,平均燃耗有望达到70 GW•d/tU,这对反应堆计算软件提出了新的要求。本文基于反应堆蒙特卡罗程序cosRMC对新一代压水堆栅元和组件基准进行了中子学分析,包括裂变反应率分布、中子通量密度分布及核子密度随燃耗的变化等,并对含Gd棒的组件燃耗计算进行了细致分析。计算结果表明,cosRMC的计算结果与国际上其他程序的计算结果符合较好。通过程序之间结果对比发现,随着燃耗的增加,不同程序计算的Pu含量差别变大。     

基于SCALE的熔盐堆添料与后处理系统分析程序开发及验证

在线添料及在线去除中子毒物是熔盐堆区别于其他固体燃料反应堆的主要特征之一，能够实现较高的燃耗深度和燃料利用率。然而，现有的反应堆物理计算分析软件SCALE不能直接模拟熔盐堆的燃耗计算。因此，本文耦合SCALE中的截面处理模块、临界计算模块以及燃耗计算模块，开发了一套适用于多流体熔盐堆的添料与后处理系统分析程序MSR-RRS，实现熔盐堆的在线添料、裂变产物在线处理或离线批次处理等模拟功能。基于MSR-RRS对现有的单流熔盐增殖堆和双流熔盐快堆的燃耗性能进行了验证。结果表明，MSR-RRS计算结果与基准模型结果符合较好。MSR-RRS适用于多种堆型、多种燃料循环运行模式。