基于特征线法计算的超细群慢化方程求解方法

为实现对复杂几何、复杂能谱组件的精细计算，提出了一种基于特征线的超细群慢化方程求解方法。通过耦合特征线法中的固定源计算，在共振能量范围内建立超细群慢化方程，通过精细能谱获得复杂结构下的共振自屏截面。对典型压水堆栅元问题、带有温度分布的栅元问题、燃料内部存在不均匀性的栅元问题以及板状燃料组件问题进行了计算。结果表明，基于特征线的超细群慢化方程求解方法可精确计算复杂几何、复杂能谱问题，为共振计算提供基准。     

精确处理共振干涉效应的子群参数制作方法

传统子群参数制作方法在单共振核素的条件下计算子群参数。然而，该方法中的单共振核素假设与燃料成分中多种核素并存的情况不相符，不能精确处理多核素之间的共振干涉效应。针对此问题，提出了一种新的子群参数制作方法，使用多核素等效截面制作共振积分表，在子群参数制作过程中考虑共振干涉效应。计算结果表明，在不改变子群计算方法的情况下，新的子群参数可更精确地处理共振干涉效应。     

基于特征线法计算的超细群慢化方程求解方法

为实现对复杂几何、复杂能谱组件的精细计算,提出了一种基于特征线的超细群慢化方程求解方法。通过耦合特征线法中的固定源计算,在共振能量范围内建立超细群慢化方程,通过精细能谱获得复杂结构下的共振自屏截面。对典型压水堆栅元问题、带有温度分布的栅元问题、燃料内部存在不均匀性的栅元问题以及板状燃料组件问题进行了计算。结果表明,基于特征线的超细群慢化方程求解方法可精确计算复杂几何、复杂能谱问题,为共振计算提供基准。     

压水堆相邻燃料棒间的高阶共振干涉现象研究

针对压水堆中不同燃料类型相邻的燃料组件中的出现的高阶共振干涉现象进行了研究。通过超细群求解慢化方程和嵌入式共振计算方法,对该类问题进行了计算。通过对精细能谱形状和多群共振截面计算误差的分析,结果表明,高阶共振干涉现象随着慢化剂密度降低而增强,对共振计算的精度有一定的影响。在二氧化铀(UO2)与钚铀氧化物混合燃料(MOX)的混合组件中,截面的最大相对误差达10%。通过对嵌入式共振计算方法进行改进,可以有效地处理该共振干涉现象,提高具有复杂设计的燃料组件的共振计算精度。结果表明,在多种工况下的多燃料混合组件中,共振截面的相对误差降低至3%以下。     

DRAGON程序在压水堆燃料栅元计算中的研究

在压水堆核设计中，不同的输运计算方法、共振自屏计算方法和多群截面库会对最终的反应性精度造成较大的影响，所以需要针对不同的组合方式进行研究，从而得到精度最高的组合。因此，本文以压水堆常见的燃料栅元为研究对象，利用DRAGON程序中自带的不同输运计算方法（界面流/碰撞概率方法）、共振自屏计算方法（等价理论/子群方法）和多群截面库（DRAG-281/WIMS-D281）进行计算，并将结果与蒙卡程序进行对比。通过一系列压水堆算例进行测试，结果发现碰撞概率方法、子群方法和DRAG-281库在压水堆燃料栅元计算中精度较高，而界面流方法、等价理论与WIMS-D 281库匹配性较好，整体精度较高。     

燃料棒边缘效应下的子群共振计算方法研究

共振伪核素子群方法可用于处理燃料棒内部空间相关的共振干涉效应，然而该方法只能计算径向均匀核子密度的燃料棒问题，无法处理因边缘效应造成的径向核子密度非均匀分布的问题。针对此问题，基于改进的伪核素理论，提出了一种新的伪核素方法。计算结果表明，该方法解决了原始共振伪核素子群方法无法处理的边缘效应问题，相比于Bondarenko迭代法和干涉因子法，具有更高的精度。     

基于能谱降阶模型的共振计算方法研究

传统的共振计算方法试图对能谱进行诸多近似和预测来实现有效共振自屏截面的计算，但传统方法存在精度与效率难以兼顾的问题。本文采用广义并群理论和降阶模型方法，挖掘复杂能谱的特征，降低共振计算的复杂程度。通过对典型背景截面的超细群能谱的提取，建立能谱样本空间。通过奇异值分解和低秩近似，有效获取代表能谱特征的正交基函数。通过求解考虑正交基函数分布权重下的宽群角通量展开系数，实现目标问题下超细群能谱的重构，并用精细能谱并群计算得到了有效共振自屏截面。初步结果表明，基于能谱降阶模型的共振计算方法能有效预测共振自屏截面，其计算效率与超细群方法相比具备一定的优势。     

全陶瓷微密封燃料有效多群截面计算方法研究

全陶瓷微密封（FCM）燃料是一种弥散颗粒燃料。由于弥散颗粒燃料存在双重非均匀性，传统的确定论方法及蒙特卡罗方法皆难以处理这种双重非均匀效应以获得有效多群截面。本文基于超细群方法建立FCM燃料的有效多群截面计算方法。为描述燃料棒内TRISO颗粒的非均匀性，在共振能量段，通过采用超细群方法求解包含TRISO颗粒的一维球模型得到超细群缺陷因子，通过超细群缺陷因子修正所有核素的超细群截面即可将颗粒和基质均匀化。由于TRISO颗粒在热能区也存在较强的自屏效应，在热能区，利用穿透概率及碰撞概率等价得到多群缺陷因子，通过多群缺陷因子修正所有核素的多群截面将燃料和基质均匀化。均匀化后的FCM燃料组件即可视为普通压水堆燃料组件进行共振计算。利用丹可夫修正因子等价得到FCM燃料组件各燃料棒的等效一维棒模型，对一维棒模型求解超细群慢化方程从而得到共振能量段的有效自屏截面。数值结果表明，该方法能有效处理FCM燃料的双重非均匀性，得到精确的有效自屏截面。     

全陶瓷微密封燃料有效多群截面计算方法研究

全陶瓷微密封(FCM)燃料是一种弥散颗粒燃料。由于弥散颗粒燃料存在双重非均匀性,传统的确定论方法及蒙特卡罗方法皆难以处理这种双重非均匀效应以获得有效多群截面。本文基于超细群方法建立FCM燃料的有效多群截面计算方法。为描述燃料棒内TRISO颗粒的非均匀性,在共振能量段,通过采用超细群方法求解包含TRISO颗粒的一维球模型得到超细群缺陷因子,通过超细群缺陷因子修正所有核素的超细群截面即可将颗粒和基质均匀化。由于TRISO颗粒在热能区也存在较强的自屏效应,在热能区,利用穿透概率及碰撞概率等价得到多群缺陷因子,通过多群缺陷因子修正所有核素的多群截面将燃料和基质均匀化。均匀化后的FCM燃料组件即可视为普通压水堆燃料组件进行共振计算。利用丹可夫修正因子等价得到FCM燃料组件各燃料棒的等效一维棒模型,对一维棒模型求解超细群慢化方程从而得到共振能量段的有效自屏截面。数值结果表明,该方法能有效处理FCM燃料的双重非均匀性,得到精确的有效自屏截面。     

238U非均匀共振积分表的可行性分析

随着新一代反应堆设计的复杂化以及共振计算精度要求的提升，有必要在多群数据库中引入非均匀共振积分表来提升共振计算精度。对不同方案制作的²³⁸U核素非均匀共振积分表在嵌入式共振计算方法中的应用进行了精度分析，分析结果表明，慢化剂密度与硼浓度是非均匀共振积分在工程应用中必须考虑的因素。根据分析结果，改进了国际上现有的二维非均匀共振积分表，使用四维插值表来覆盖压水堆中可能出现的工况。数值结果表明，改进的²³⁸U非均匀共振积分表提高了共振计算的精度，提高了核数据库的适用性。     

基于等效几何理论的复杂几何燃料共振计算方法研究

针对各种研究堆、实验堆以及新型反应堆中广泛应用的复杂几何燃料的共振计算难题,本文基于全局 局部耦合策略开展了可处理复杂几何燃料的等效几何共振计算方法研究。针对复杂几何燃料的孤立问题,基于燃料的逃脱概率守恒,建立了复杂几何燃料模型的等效一维圆柱（或平板）燃料模型;基于燃料到外围结构材料区的碰撞概率守恒,获得了燃料外围结构材料的等效尺寸;根据复杂几何燃料的丹可夫因子守恒,建立了等效一维圆柱（或平板）燃料外围的慢化剂尺寸;针对等效一维圆柱（或平板）燃料模型,采用伪核素子群方法进行了有效自屏截面计算。将该方法应用于非棒状几何燃料的共振计算,结果表明,该方法具有很强的几何处理能力,且具有较高的计算精度和计算效率。     

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.     

Accuracy of Cell Calculation Methods Used for Analysis of High Conversion Light Water Reactor Lattice

Validation tests were made for the accuracy of cell calculation methods used in analyses of tight lattices of a mixed-oxide (MOX) fuel core in a high conversion light water reactor (HCLWR). A series of cell calculations was carried out for the lattices referred from an international HCLWR benchmark comparison, with emphasis placed on the resonance calculation methods; the NR, IR approximations, the collision probability method with ultra-fine energy group. Verification was also performed for the geometrical modelling; a hexagonal/cylindrical cell, and the boundary condition; mirror/white reflection. In the calculations, important reactor physics parameters, such as the neutron multiplication factor, the conversion ratio and the void coefficient, were evaluated using the above methods for various HCLWR lattices with different moderator to fuel volume ratios, fuel materials and fissile plutonium enrichments.

The calculated results were compared with each other, and the accuracy and applicability of each method were clarified by comparison with continuous energy Monte Carlo calculations. It was verified that the accuracy of the IR approximation became worse when the neutron spectrum became harder. It was also concluded that the cylindrical cell model with the white boundary condition was not so suitable for MOX fuelled lattices, as for UO₂ fuelled lattices.     

Development of a Fine and Ultra-Fine Group Cell Calculation Code SLAROM-UF for Fast Reactor Analyses

A cell calculation code SLAROM-UF has been developed for fast reactor analyses to produce effective cross sections with high accuracy in practical computing time, taking full advantage of fine and ultra-fine group calculation schemes.

The fine group calculation covers the whole energy range in a maximum of 900-group structure. The structure is finer above 52.5 keV with a minimum lethargy width of 0.008. The ultra-fine group calculation solves the slowing down equation below 52.5 keV to treat resonance structures directly and precisely including resonance interference effects. Effective cross sections obtained in the two calculations are combined to produce effective cross sections over the entire energy range.

Calculation accuracy and improvements from conventional 70-group cell calculation results were investigated through comparisons with reference values obtained with continuous energy Monte Carlo calculations. It was confirmed that SLAROM-UF reduces the difference in k-infinity from 0.15 to 0.01% for a JOYO MK-I fuel subassembly lattice cell calculation, and from ?0.21 % to less than a statistical uncertainty of the reference calculation of 0.03% for a ZPPR-10A core criticality calculation.     

基于蒙特卡罗方法与指数欧拉法耦合的反应堆三维燃耗计算程序的研发

燃耗计算在反应堆设计、分析研究中起着重要作用.一维、二维耦合燃耗程序因其几何限制难以满足先进反应堆精细设计分析的要求.本文研发了基于蒙特卡罗方法与指数欧拉法耦合的三维燃耗程序.程序采用编写耦合MCNP与FISPACT的接口程序的方法,结合了MCNP处理复杂几何能力强,FISPACT计算核素全面、能谱多样的特点,实现了考...     

确定论数值反应堆程序NECP-X的开发及应用

数值反应堆是基于大规模并行计算平台,利用先进的物理模型和数值模拟算法,采用精细化建模,从而精确模拟反应堆在正常运行与事故工况中发生的各类物理现象的模拟技术。西安交通大学NECP团队基于自研的多群和连续能量数据库,提出了全局 局部耦合输运计算方法、大规模并行的2D/1D耦合输运方法等,开发了基于确定论方法的数值反应堆物理程序NECP X,并在此基础上实现了物理 热工 燃料性能分析的多物理耦合模拟计算。基于该程序及其耦合系统,在商用大型压水堆、研究堆和实验堆中进行了验证应用。数值结果表明,NECP X程序及其耦合系统可准确预测反应堆在运行过程中的关键安全参数随时间的演变情况,如有效增殖因数、功率、温度、应力、间隙宽度等,可为商用大型压水堆、研究堆和研究堆的设计及安全分析提供可靠的工具。     

Estimation of Spent Fuel Compositions from Light Water Reactors

The compositions and quantities of minor actinide (MA) and fission product (FP) in spent fuels will be diversified with the use of high discharged burnup fuels and MOX fuels in LWRs which will be a main part of power reactors in future.

In order to investigate above diversities, we have studied on the calculation method to be used in the estimation of spent fuel compositions and adopted the real irradiation calculation in which axial burnup and moderator distribution are considered in the burnup calculation.

On the basis of the calculations, compositions and burnup quantities of various LWR spent fuels (reactor type: PWR and BWR, discharged burnup: 33, 45 and 60 GWd/tHM, fuel type: U0₂ and MOX) are apparently estimated among various forms of fuels. As an example, it is shown that there are considerable discrepancy in MA burnup between PWR and BWR spent fuels.     

Development of Improved Chord-length Sampling Method and Its Application in Monte Carlo Simulation of Dispersion Fuel

Dispersion fuel is widely used in high-temperature gas-cooled reactor (HTGR), accident tolerant fuel, experimental research reactor, naval nuclear power plant and so on. The chord-length sampling (CLS) method can simplify the geometry modeling of dispersion fuel, which can improve the efficiency. However, traditional CLS can only handle the packing of single particle, and has large error when the packing fraction is high. Aiming to solve these two problems, the improve CLS method was developed in reactor Monte Carlo code RMC, and applied to the fully ceramic micro-encapsulated fuel pin case and HTGR fuel pebble with mixed fuel and poison particles. Results show that the proposed method can handle mixed particles with multiple types, and preserve the accuracy of packing fraction, which provide precise and high efficiency for the critical and burnup calculations.     

改进弦长抽样方法开发及在弥散燃料蒙特卡罗模拟的应用

弥散型燃料广泛应用于高温气冷堆、事故容忍燃料、实验研究堆及核动力舰船等，是重要的燃料类型之一。弦长抽样(CLS)方法可简化弥散燃料几何建模，提高计算效率，然而传统CLS方法只能描述单种颗粒的填充，同时在高体积填充率时误差较大。针对CLS方法的两大问题，本文在自主化堆用蒙特卡罗程序RMC中开发了改进CLS方法，并应用于全陶瓷微胶囊封装燃料棒算例及含毒物颗粒的高温堆燃料球算例。计算结果表明，改进CLS方法可解决多种颗粒混合填充的问题，并且可保证体积填充率的准确性，为弥散燃料的临界及燃耗计算提供了高效、精确的方法。     

COSINE软件包组件参数计算程序LATC共振模块研制与验证

共振计算在反应堆物理计算中具有非常重要的意义。本文基于压水堆组件的特点,开发了用于LATC组件计算程序的共振模块。该共振模块采用成熟的等价理论模型,首次碰撞概率采用二项有理近似,可读取WIMSD格式和WIMSD改进型格式的多群截面数据库,同时可直接提供用于LATC输运计算的宏观截面数据。针对程序运行过程中涉及的大量截面数据计算与传递,对数据存储结构进行了优化,使计算速度有较大提高。基于LATC组件程序对该模块进行了初步验证分析,并与组件程序DRAGON进行了比较,初步数值结果表明共振模块有良好的计算精度,能满足当前轻水堆组件设计的要求。