基于CENDL-3.2的宽群屏蔽数据库开发与验证

为开展反应堆屏蔽计算研究,使用NECP-Atlas和NECP-Shield程序,基于我国最新的评价核数据库CENDL 32开发了宽群屏蔽数据库NECL CP29,该数据库的中子能群结构采用基于粒子群算法优化的29群结构。为验证该数据库,使用国际屏蔽基准题库SINBAD中包括Iron 88、ASPIS NG和HBR 2等在内的屏蔽基准题进行了计算,计算结果不仅与实验测量值进行了比较,而且与国际主流屏蔽数据库BUGLE B7和BUGLE 96的计算结果进行了对比。验证结果表明,NECL CP29数据库的计算值与测量值吻合较好,计算精度整体上优于BUGLE B7和BUGLE 96,且优化的能群结构有效提升了计算效率。     

基于多次碰撞源的屏蔽计算方法研究

离散纵标（SN）方法在求解过程中将空间变量和角度变量进行离散，空间变量和角度变量的离散误差控制对保证计算精度至关重要。本文基于射线追踪研究了多次碰撞源方法，通过计算在选定区域内粒子发生多次碰撞的通量密度，将孤立源等效为计算模型内的分布源进行离散纵标输运计算。选取自设屏蔽问题及Kobayashi基准题进行测试验证并对结果进行分析。数值结果表明，自设屏蔽问题中多次碰撞源方法较首次碰撞源方法能有效缓解二次射线效应问题；Kobayashi基准题计算结果与基准值相对误差的均方根小于3%。多次碰撞源方法有效地减弱了离散误差，提高了屏蔽计算的准确性与可靠性。     

基于CAD模型的TORT程序自动建模方法研究

针对反应堆屏蔽结构几何复杂，传统手动建模几何处理能力有限、效率低、易于出错的问题，基于多功能辐射输运模拟仿真平台(MOSRT)，采用离散网格材料体积权重均匀化方法对多材料的离散网格进行均匀化处理，实现了CAD模型到三维离散纵标法(S_N)计算程序TORT屏蔽计算模型的精细转换。基于Kobayashi和NUREG-CR-6115基准题模型对自动建模方法进行了验证。结果表明，对于Kobayashi基准题，自动建模方法与手动建模结果完全吻合；对于NUREG-CR-6115基准题，自动建模方法与参考解的最大误差为12.2%。该验证结果表明了自动建模方法的有效性与正确性。     

基于多次碰撞源的屏蔽计算方法研究

离散纵标(S_N)方法在求解过程中将空间变量和角度变量进行离散,空间变量和角度变量的离散误差控制对保证计算精度至关重要。本文基于射线追踪研究了多次碰撞源方法,通过计算在选定区域内粒子发生多次碰撞的通量密度,将孤立源等效为计算模型内的分布源进行离散纵标输运计算。选取自设屏蔽问题及Kobayashi基准题进行测试验证并对结果进行分析。数值结果表明,自设屏蔽问题中多次碰撞源方法较首次碰撞源方法能有效缓解二次射线效应问题;Kobayashi基准题计算结果与基准值相对误差的均方根小于3%。多次碰撞源方法有效地减弱了离散误差,提高了屏蔽计算的准确性与可靠性。     

基于二十面体间断有限元离散求积组的IRI-TUB基准题验证

精确可靠的屏蔽设计是保证核装置安全性的重要组成部分，离散纵标法是应用最广泛的确定论屏蔽计算方法。对于角通量密度各向异性较强的屏蔽问题，求积组精度不足会导致离散误差较大，严重影响屏蔽计算的准确性与可靠性。本文结合间断有限元思想，构造正二十面体线性及二次间断有限元离散求积组，并优化求积组权重及方向保证权重严格非负。采用球谐函数数值积分及IRI-TUB基准题验证求积组的计算精度与适应性。数值结果表明，二十面体线性间断有限元离散求积组在1/20球面内能准确积分对应0阶和1阶球谐函数，且具有4阶收敛性；对于IRI-TUB基准题，反应率计算值与实验测量值的相对偏差小于25%。二十面体间断有限元离散求积组能适用于角通量密度各向异性较强的屏蔽问题，从而提高屏蔽计算的可靠性。     

CENDL-3.2与ENDF/B-Ⅷ.0的56Fe评价截面对屏蔽计算影响研究

CENDL-3.2评价库对56Fe非弹性散射截面进行了更新,为了验证其与ENDF/B-Ⅷ.0评价库中截面以及屏蔽计算能力的差异,通过NJOY2016程序对56Fe共振重造后的非弹性散射、总截面等微观截面进行了比较;并制作了多群截面,在56Fe非弹性散射能量范围对以56Fe为主要核素的3个系列屏蔽基准题ILL-Fe、OKTAVIAN-Fe、IPPE-Fe进行了屏蔽计算性能的比较。结果表明,CENDL-3.2评价库的非弹性散射截面在4~12 MeV能量范围内低于ENDF/B-Ⅷ.0评价库的结果;多群截面基准题验证表明,CENDL-3.2评价库计算结果与实验值总体符合较好;对于OKTAVIAN-Fe基准题,在0.1~1 MeV能量范围内两评价库计算结果吻合较好。此外,所有基准题验证结果都有共同的现象,即在56Fe非弹性散射截面占主要贡献的1~10 MeV能量范围内,CENDL-3.2的计算结果比ENDF/B-Ⅷ.0的计算结果偏高。      

基于质量矩阵集总技术的非结构网格二维有限元屏蔽计算程序研发

精细化几何建模是高保真中子输运计算的重要基础，而非结构网格对复杂几何模型具有较强的适应性，能弥补结构网格建模能力的不足。为了提高屏蔽计算程序对复杂模型的建模能力，从一阶中子输运方程出发，建立了二维离散纵标-伽辽金有限元求解模型，对比分析了连续有限元和间断有限元方法的计算性能，进一步采用质量矩阵集总技术以提高求解模型的可靠性，并开发了相应的计算程序ThorSNIPE。选用BWR cell临界基准题、阿贡实验室5-A1固定源基准题和Dog leg duct基准题，验证ThorSNIPE程序的正确性。数值计算结果表明：ThorSNIPE程序的计算结果与基准值吻合较好，初步验证了程序的正确性，ThorSNIPE程序适用于复杂屏蔽计算分析；质量矩阵集总技术在不影响计算精度的情况下，能够有效抑制非物理振荡问题。     

基于二十面体间断有限元离散求积组的IRI-TUB基准题验证

精确可靠的屏蔽设计是保证核装置安全性的重要组成部分,离散纵标法是应用最广泛的确定论屏蔽计算方法。对于角通量密度各向异性较强的屏蔽问题,求积组精度不足会导致离散误差较大,严重影响屏蔽计算的准确性与可靠性。本文结合间断有限元思想,构造正二十面体线性及二次间断有限元离散求积组,并优化求积组权重及方向保证权重严格非负。采用球谐函数数值积分及IRI-TUB基准题验证求积组的计算精度与适应性。数值结果表明,二十面体线性间断有限元离散求积组在1/20球面内能准确积分对应0阶和1阶球谐函数,且具有4阶收敛性;对于IRI-TUB基准题,反应率计算值与实验测量值的相对偏差小于25%。二十面体间断有限元离散求积组能适用于角通量密度各向异性较强的屏蔽问题,从而提高屏蔽计算的可靠性。     

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。     

反应堆蒙特卡罗程序CosMC验证策略初步研究

软件验证和确认(V&V)对保证软件质量具有重要意义,合理高效的V&V策略可以事半功倍。本文提出了用于反应堆堆芯计算分析的三维蒙特卡罗粒子输运程序(Cos MC)的验证和确认的现象定义级别排序技术(PIRT)表,采用国际上著名的临界基准实验和C5G7基准题Cos MC的临界计算功能及中子注量率计算的准确性进行了验证。验证结果表明:Cos MC用于临界计算是可靠的;C5G7基准题的计算结果与MCNP的计算结果吻合很好。     

堆芯核设计程序CYCAS动力学模型开发

对堆芯核设计程序CYCAS的动力学模型及其数值验证进行了研究。详细介绍了CYCAS程序采用的动力学模型。为验证模型的有效性,对LMW瞬态基准题和基于AP1000堆芯动态插棒问题进行了数值模拟和分析。结果表明,CYCAS程序的动力学模型可获得可靠的计算结果。     

Computational methods assuring nuclear power plant structural integrity and safety: an overview of the recent activities at VTT

Numerical, simplified engineering and standardised methods are applied in the safety analyses of primary circuit components and reactor pressure vessels. The integrity assessment procedures require input relating both to the steady state and transient loading actual material properties data and precise knowledge of the size and geometry of defects. Current procedures hold extensive information regarding these aspects. It is important to verify the accuracy of the different assessment methods especially in the case of complex structures and loading. The focus of this paper is on the recent results and development of computational fracture assessment methods at VTT Manufacturing Technology. The methods include effective engineering type tools for rapid structural integrity assessments and more sophisticated finite-element based methods. An integrated PC-based program system MASI for engineering fracture analysis is described. A summary of the verification of the methods in computational benchmark analyses and against the results of large scale experiments is presented.     

反射层参数的输运等效计算程序

应用一维输运等效理论和离散纵标方法(ANISN),编制了反射层参数计算软件HBDC。利用该软件计算了Zion-1基准问题和铁．水反射层问题。计算结果表明,该方法适用于围板,轻水反射层和铁-水反射层,且均有很高的计算精度。     

RIA基准题验证堆芯三维物理-热工耦合程序

以COBRA-Ⅳ和NLSANMT程序为基础,开发了堆芯三维物理-热工耦合程序C4/NK。针对两个典型的反应性引入事故（RIA）,即NEACRP弹棒基准题和提棒基准题,分别进行了验证计算。与参考值和其他程序的计算结果相比,C4/NK耦合程序具有较好的精度,能正确模拟瞬态过程中的物理-热工反馈现象。     

动态棒价值测量软件包LIGHT的开发与数值验证

动态棒价值测量是一种快速测量控制棒组价值的方法。基于测量过程和相关的反应堆物理数值计算方法，开发了动态棒价值测量软件包LIGHT。LIGHT可产生进行动态棒价值测量所需的参数，包括静态空间因子、动态空间因子和缓发中子参数。针对基准问题和AP1000核电厂进行了数值计算并进行了比较。分析表明，计算结果具有较高的精度，说明建立的计算模型及开发的程序是正确的。     

通用型中子输运程序VITAS应用研究

为提高确定论全堆芯中子输运程序的适用性,开发了通用型中子输运程序 VITAS。针对TAKEDA3 基准题(矩形组件)、TAKEDA4 基准题(六角形组件)、Dodds 基准题(R-Z 几何)和 C5G7-TD5 基准题(压水堆高保真计算)的验证结果表明,高阶的空间和角度基函数能够使结果稳定地向参考解渐进收敛,达到与多群蒙卡相当的计算精度水平。与参考解相比,TAKEDA3 基准题有效增殖系数(k_eff)偏差低于 60pcm(1pcm=10^-5),控制棒价值偏差为-3pcm,中子通量密度分布均方根(RMS)偏差为 1.03%;TAKEDA4 基准题 k_eff偏差低于 20pcm,控制棒价值偏差为 32pcm,中子通量密度分布 RMS 偏差为 0.70%;Dodds 基准题的功率最大偏差低于 1%;C5G7-TD5 基准题的功率偏差低于 0.9%。本文研究表明 VITAS 有望成为一套精确求解中子输运问题的通用型计算工具。     

熔盐堆热管式非能动余热排出系统建模及程序开发

热管式非能动余热排出系统（HP-PRHRS）概念设计可有效提升熔盐堆非能动安全特性。基于HP-PRHRS结构和熔盐堆运行特点，建立了一套较为完整的数学物理模型，涵盖了熔盐堆堆芯物理热工耦合、高温热管和HP-PRHRS运行等。采用上述模型开发了HP-PRHRS分析程序PRAC，利用MSRE基准题和瞬态实验数据进行了对比验证。结果表明：PRAC程序计算值与基准题和实验结果吻合良好，证明了模型和程序的准确性。HP-PRHRS模型和PRAC程序能为后续开展HP-PRHRS深入设计提供模型和软件基础。     

Modeling and Code Development of HP-PRHRS for Molten Salt Reactor

The conceptual design of heat pipe cooled passive residual heat removal system (HP-PRHRS) was proposed to improve passive safety performance of molten salt reactor (MSR). Based on the structure of HP-PRHRS and the operation performance of MSR, a set of reasonable mathematical physical models were built, mainly including reactor core physical thermal model, high temperature heat pipe model and HP-PRHRS model. Analysis code PRAC for HP-PRHRS was developed for MSR adopting those models. The verification of the code was conducted using MSRE benchmark and the transient experimental data. The results show that the calculated value of PRAC code is in good agreement with the benchmark and experimental results, which proves the accuracy of the model and code. HP-PRHRS model and PRAC code can support and provide foundation for the future research on MSR.     

堆芯在线监测系统SOMPAS中子学计算核心测试验证

SOMPAS是上海核工程研究设计院有限公司（SNERDI）开发的堆芯在线监测系统，其中子学计算核心为SNERDI最新开发的堆芯核设计系统SCAP。SCAP在SOMPAS中应用前必须进行全面的测试，特别是与电厂实测值比较，以验证确认其精度、可靠性和适用性等。测试验证对象为我国自主开发的300 MWe级核电站，涵盖秦山一期和恰希玛1、2号机组总共32个循环的电厂实测数据。数值计算结果表明，SCAP具有很高的计算精度和可靠性，满足作为中子学计算核心在SOMPAS中应用的要求。     

New analytical solutions to the two-phase water faucet problem

The one-dimensional water faucet problem is one of the classical benchmark problems originally proposed by Ransom to study the two-fluid two-phase flow model. With simplifications, such as massless gas phase and no wall and interfacial frictions, analytical solutions had been previously obtained for the transient liquid velocity and void fraction distribution. The water faucet problem and its analytical solutions have been widely used for code assessment, benchmark, and numerical verification. In this work, we present a new set of analytical solutions to the water faucet problem at the steady-state condition, with the gas-phase density’s effect on pressure distribution considered. This new set of analytical solutions is used in a rigorous numerical verification process from which the anticipated second-order spatial accuracy is achieved for a second-order spatial discretization scheme. On the contrary, the same anticipated order of accuracy could not be obtained using the Ransom solutions as the reference. In addition, extended Ransom transient solutions for the gas-phase velocity and pressure are derived with the assumption of decoupled liquid and gas pressures. Numerical benchmark on the extended Ransom solutions is also presented.