MCNP程序在反应堆临界计算中的应用

用三维的蒙特卡罗程序（MCNP）进行临界计算，着重介绍堆芯和反射层的建模，利用MCNP程序的重复结构功能简化对堆芯的描述，以JRR3为例计算了几个不同棒位于Keff值，计算结果与参值吻合较好，表明MCNP程序能够用于反应堆的临界计算。     

基于蒙特卡罗程序的AP1000反应堆堆芯布置方案的模拟

AP1000是美国西屋公司研发的大型压水反应堆,采用先进的非能动安全系统。AP1000反应堆有两种堆芯燃料布置方案:D19和Adv。结合两种设计方案的优点提出了一种新的堆芯燃料布置方案。利用MCNP6(Monte Carlo N-particle 6)程序对D19堆芯和新方案堆芯的首循环进行建模,并主要计算了新堆芯的核设计参数随燃耗的变化。结果表明,新堆芯在首循环寿期内满足AP1000的主要核设计准则。通过大规模并行计算表明,带燃耗计算功能的蒙特卡罗程序MCNP6能够在堆芯设计工作中发挥很好的参考作用。     

压水堆主冷却剂16N的比活度计算

对压水堆主冷却剂中16N的快中子活化生成和衰变平衡机理进行了分析,建立了基于堆芯流道求和的16N比活度计算模型,此模型以堆芯各流道内流速及平均中子注量率为输入数据,计算反应堆运行时主冷却剂中16N的稳定浓度。以秦山二期核电厂为研究对象,在对堆芯进行精确MCNP建模的基础上,对堆芯中子注量率分布进行了MCNP模拟计算。并将模拟计算数据代入16N比活度计算模型,对主冷却剂中16N比活度进行了综合计算,计算结果与工程实用参考值吻合。     

基于MCNP程序的海洋核动力平台堆芯核设计校核计算研究

海洋核动力平台是小型核反应堆与船舶工程技术的有机结合,具有机动性好、一次性装料运行周期长、功率密度大、运行成本低、节能环保等特点。本文采用蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP),建立海洋核动力平台反应堆堆芯几何模型,计算该反应堆首循环初始装料冷态、常压下的堆芯反应性和控制棒价值,并与核设计计算结果进行对比。结果表明:MCNP程序适用于海洋核动力平台反应堆堆芯核设计校核计算,并可与核设计值互相验证。     

确定反应堆核功率刻度中修正系数的新方法

基于Westcott理论刻度反应堆核功率是目前应用最为广泛的方法,但该方法需要用到大量的修正参数,而修正参数在很大程度上依赖于基于某些特定堆型的经验公式,非常繁琐。本工作利用MCNP程序对堆芯乃至堆芯内活化箔的布置情况进行精确描述,通过理论计算直接得到活化箔活性与反应堆核功率之间的关联系数,从而直接用实验测得的堆芯中子注量分布及归一点的活化箔活性导出反应堆的功率。该方法具有简单、准确度高、适用范围广等特点。本工作以300＃反应堆为例,将理论计算结果与实验测量结果进行了比较,验证了该方法的可行性。     

反应堆外围组件pin-by-pin压力容器屏蔽计算分析

针对某三代压水堆,利用MCNP程序开展压力容器屏蔽计算。其中堆芯内部组件采用打混模型,外部组件采用pin-by-pin模型,组件建模采用MCNP重复结构卡进行描述,大大减少了建模工作量。计算给出了压力容器内壁周向和轴向快中子注量率分布情况。假设反应堆运行60 a,负荷因子为90%,计算得到快中子注量峰值,并将其与设计值进行比对。比对结果表明:计算值与设计值的相对偏差不大于5%,偏差在可接受的范围内。     

反应堆屏蔽水箱失水过程的水箱表面辐射研究

基于蒙特卡罗方法的MCNP程序,研究了反应堆屏蔽水箱失水过程中的水箱表面辐射剂量的变化情况.在屏蔽计算时为了节省计算时间,运用了堆芯均匀化方法,通过调整均匀化堆芯的核素密度和等效直径,使得均匀化等效堆芯在屏蔽水箱表面的中子和光子注量率与非均匀堆芯近似相同.     

蒙特卡罗粒子输运计算网格计数方法研究

在进行反应堆数值模拟时,通过网格计数方法可以精细地统计整个堆芯中多种物理量的空间分布情况。本文基于超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC发展了一种反应堆静态物理参数的网格计数方法。通过日本原子能研究所临界实验装置TCA例题进行了数值验证,计算结果与MCNP计算结果吻合较好,表明了本文方法的可行性与正确性。     

堆芯物理-热工水力分析软件DCNMC开发与初步验证

针对特定类型核动力反应堆的特点,以DRAGON程序为反应堆组件均匀化参数计算内核,以CITATION程序、NGFM程序、MCNP程序为堆芯物理计算内核、以COBRA程序为堆芯热工水力计算内核,以自主开发的组件少群均匀化参数加工处理程序DOCS和反应堆-物理热工计算主程序DCNMC为接口程序和计算内核管理程序,开发形成一套具有较好通用性的特定类型反应堆堆芯物理-热工计算分析软件,并以特定反应堆为对象,完成计算模型开发、初步验证与校正。结果表明:该程序包可用于某特定堆堆芯物理-热工计算分析,精度满足要求。     

基于参数的可视化裂变堆芯蒙特卡罗自动建模方法

蒙特卡罗程序已经广泛应用在裂变反应堆设计和验证过程中,快速获得高效的计算模型可以有效缩短反应堆的设计周期。本研究提出并实现了一种裂变堆芯快速蒙特卡罗建模的方法,该方法基于参数可视化和层次化两种建模思想快速构建出精细裂变堆芯计算机辅助设计(Computer Aided Design,CAD)模型且将其快速转换成蒙特卡罗计算模型,同时采用一种新的堆芯分段管理方法实现了大规模裂变堆模型流畅交互。基于此方法快速构建了加速器驱动次临界反应堆(Accelerator Driven Sub-critical System,ADS)的精细堆芯模型,通过与蒙特卡罗程序计算的参考结果进行对比,证明了此建模方法的高效性和可靠性。     

压水堆燃料组件轴向格架的中子学影响研究

基于先进压水堆燃料管理软件Bamboo-C,分别提出了轴向格架非均匀建模方法和均匀建模方法。采用轴向格架的2种不同建模方法,对福清核电厂M310堆型的燃料组件进行建模分析,通过与堆芯实测数据进行对比,检验2种不同建模方法对临界硼浓度、轴向功率分布及轴向功率偏移的影响。数值结果表明,压水堆燃料组件轴向非均匀建模方法能够显著提高堆芯关键物理参数的计算精度。      

LMFBR system analysis: Impact of heat transport system on core thermal-hydraulics

In discussing LMFBR thermal-hydraulic analysis, this paper focuses on the heat transport system and its impact on the predicted core behavior, particularly during off-normal or protected accident transients. Following a brief background of related work in the area of system simulation for both loop and pool-type LMFBR designs, modeling considerations for individual components such as reactor core, piping, pumps, heat exchangers and check valves, together with the overall integrated approach to system simulation, are discussed. The need for, and current approaches to, modeling pool stratification are also examined. The role of buoyancy forces in the system is clarified, with particular emphasis on its increasing influence during flow decay. Sample results are presented to illustrate the influence of system modeling details, and selection of component parameters and operational mode, on predicted core thermal-hydraulic response during protected loss-of-flow transients. From a systematic study of the effect of pump inertia for a flow coastdown to natural circulation event in a loop-type design, it is found that certain combinations of primary and secondary pump inertias can lead to core flow reversal for a sustained period, and eventual boiling in the hot fuel channel. This effect, based on its impact on core flow, is even more pronounced in pool-type designs.     

Load following control and global stability analysis for PWR core based on multi-model,LQG, IAGA and flexibility idea

The work is to design a nonlinear Pressurized Water Reactor (PWR) core load following control system and analyze the global stability of this system. On the basis of modeling a nonlinear PWR core, linearized models of the core at five power levels are chosen as local models of the core to substitute the nonlinear core model in the global range of power level. The combination control strategy of the Linear Quadratic Gaussian (LQG) control and the Proportional Integral Derivative (PID) control with an optimization process of Improved Adaptive Genetic Algorithm (IAGA) proposed is used to contrive a combined controller with the robustness of a core local model as a local controller of the nonlinear core. Based on the local models and local controllers, the flexibility idea of modeling and control is presented to design a decent controller of the nonlinear core at a random power level. A nonlinear core model and a flexibility controller at a random power level compose a core load following control subsystem. The combination of core load following control subsystems at all power levels is the core load following control system. The global stability theorem is deduced to define that the core load following control system is globally asymptotically stable within the whole range of power level. Finally, the core load following control system is simulated and the simulation results show that the control system is effective.     

压水堆堆芯非线性系统的全局稳定性分析

判定压水堆堆芯非线性系统的全局稳定性是待解决的问题。建立了压水堆堆芯非线性系统,利用微小摄动方法求取其线性化模型。依据基于平衡流型的堆芯非线性测度在功率水平域内的分布情况,选择7个功率水平处的线性化模型作为堆芯局部模型,以局部模型组合来近似替代堆芯非线性系统。利用Lyapunov稳定性理论,分析堆芯非线性系统全局稳定性。计算结果表明：压水堆堆芯非线性系统是全局渐进稳定的;在判定堆芯系统全局稳定性时,这种非线性系统的建模方法是有效可行的。     

COSINE堆用蒙卡分析软件cosRMC研发与应用

为进一步提升核电软件自主化能力,研发了核电厂设计与安全分析一体化软件包COSINE。其中cosRMC为堆用三维中子-光子-电子输运蒙卡软件,已具备输运计算、燃耗计算、群常数产生、敏感性及不确定性分析、可视化建模等功能,可用于堆芯设计分析、确定论校核计算以及辐射屏蔽计算。本文从cosRMC的计算功能以及软件在先进非能动型压水堆(AP1000)与中国聚变工程实验堆(CFETR)中的典型应用对cosRMC软件的研发现状进行介绍。其中,AP1000堆芯的模拟结果显示,21种燃料组件及全堆芯模型的增殖因子绝对值最大偏差为89.9×10~(-5),功率分布计算结果绝对值最大偏差为2.1%;CFETR的模拟结果显示,氚增殖比的最大绝对值偏差为0.6%,cosRMC网格权窗功能可以有效解决模拟过程中的深穿透问题。cosRMC软件计算功能可满足压水堆、聚变堆等大型复杂模型的计算需求,软件具有较高的计算精度,同时可视化建模工具可有效提升建模效率及正确性。     

Assessment study of the coupled code RELAP5/PARCS against the Peach Bottom BWR turbine trip test

The modeling of complex transients in nuclear power plants (NPP) remains a challenging topic for best estimate three-dimensional coupled code computational tools. This technique is, nowadays, extensively used for simulating transients that involve core spatial asymmetric phenomena and strong feedback effects between core neutronics and reactor loop thermal–hydraulics. In this framework, the Peach Bottom BWR turbine trip experiment 2 is considered. The test involves a rapid positive reactivity addition into the core generated by a water hammer load. To perform a numerical simulation of such phenomenon a reference case was calculated using the coupled code RELAP5/PARCS. An overall data comparison shows good agreement between calculated and measured pressure wave trend in the core region. However, the predicted power response during the excursion phase did not match correctly the experimental tendency. For this purpose, a series of sensitivity analyses have been carried out to identify the most probable reasons of such discrepancy. It was found out that the uncertainties related to the cross-sections modeling and to the thermal–hydraulic closure relationships are the main source of the incorrect power feedback response during the transient.     

压水堆核电站运行堆芯物理过程的PC仿真

阐述了PWR核电站堆芯的模型化问题，建立了适用于微机仿真的核电站的临界堆中子动力学模型，温度效应中子动力学模型和堆芯热传递模型。应用所建模型，建立传递函数，用微机仿真并对仿真结果进行分析。     

压水堆重反射层堆芯核热耦合高精度计算分析研究

重反射层的应用可提高反应堆中子经济性,其结构和中子吸收特性均与压水堆常规围板/反射层差异较大,因此对核设计程序的计算分析能力提出了新的要求。为分析重反射层建模方案对堆芯中子学计算结果的影响,使用先进中子学程序SCAP N和确定论堆芯高保真模拟程序NECP X对压水堆重反射层问题进行了高保真模拟,分析了5种反射层建模方案下计算结果的差异,并将高精度计算结果与商用核设计程序系统进行了对比。数值结果表明,重反射层水洞内冷却剂温度变化对计算结果影响较小;相较精确建模方案,重反射层铁水打混建模方案造成的反应性计算偏差在±30 pcm以内、组件相对功率分布计算偏差在±2%以内。     

Mechanical Desktop软件在中国先进研究堆堆本体设计中的应用

研究使用MechanicalDesktop(MDT)软件对中国先进研究堆 (CARR)堆本体主要部件进行三维参数化建模 ,并通过尺寸及相关位置数值的变量驱动进行CARR堆本体初步设计及修改。三维参数化设计方法的应用大大提高了CARR堆本体的设计效率 ,缩短了设计周期 ,为高质量如期完成CARR堆本体主要部件的设计奠定基础     

快堆堆芯蒙特卡罗计算模型几何优化问题研究

蒙特卡罗建模的几何精细程度问题是计算效率与准确度的平衡问题。反应堆堆芯完全精细化模型的建模难度大,计算效率低,凭经验的均匀化会引入大量计算偏差。本文基于特征值求差法评估了中国实验快堆堆芯具体几何结构的简化对keff的影响,建立了综合优化模型。计算结果表明,优化模型在保证计算准确度的前提下可大幅提高计算效率。优化模型的具体几何处理方式与详细验证结果为堆芯设计、实验模拟等蒙特卡罗计算量较大的工作提供了借鉴,为蒙特卡罗程序开发、蒙特卡罗理论研究提供了参考。