基于NECP-X的全局-局部耦合共振自屏计算方法研究

为应对高保真共振自屏计算所遇到的挑战,提出了全局-局部耦合共振自屏计算方法。将所有共振自屏效应及相关效应分为全局的效应和局部的效应2类,其中全局的效应较弱或者与能量无关,而局部的效应较为强烈。因此将共振自屏计算分为全局计算、耦合计算和局部计算3个步骤:全局计算建立粗糙模型,采用中子流方法计算丹可夫修正因子,处理全局的效应;耦合计算根据丹可夫修正因子守恒将待求解问题中的燃料棒等效成一维模型;局部计算采用较为精确的共振伪核素子群方法,处理局部的效应。基于NECP-X实现了该方法,数值结果表明,该方法在效率方面比传统方法提高至少一个量级,无限介质增殖因数的计算精度也提高了100~300 pcm。     

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。     

SONG—共振计算模块程序开发

栅格程序SONG的开发以各类新型反应堆的研发为主要目标,采用Stamm’ler方法和空间相关丹可夫(SDDM)方法进行共振计算,其共振计算模块在几何上具备对棒状和板状燃料元件的处理能力。Stamm’ler方法是基于等价理论的传统共振计算方法,该方法简单高效但无法考虑燃料元件内的精细空间自屏效应。SDDM方法在Stamm’ler方法基础上,进一步考虑燃料元件内不同区域的相关概率计算,实现了燃料元件内部空间相关共振自屏计算。现有Stamm’ler方法和SDDM方法相关理论均只针对棒状燃料元件,SONG程序中不仅实现了上述方法在棒状燃料中的应用,同时将其推广到板状燃料元件共振计算中,从而实现了多几何、多方法的共振计算模块。数值计算表明,SONG共振计算相关理论模型正确,共振计算精度满足要求。     

双重非均匀子群参数制作研究

弥散颗粒燃料元件中燃料颗粒以随机形式弥散在基体中,难以获得确定几何。同时由于共振自屏现象的存在,呈现出一种双重非均匀系统。当前均匀系统产生的共振积分在双重非均匀系统中使用时,会在较低的共振能群产生一定的共振计算误差。为满足现有组件计算程序直接进行双重非均匀性共振计算的需求。基于Sanchez-Pomraning模型下的特征线固定源计算方法,建立一套双重非均匀共振积分表,最后结合子群方法实现随机介质燃料元件的共振计算。数值结果表明,考虑双重非均匀性产生的积分表,在相同的输运条件下和积分表的适用范围内,由子群共振部分对keff计算带来的绝对偏差能保持在200 pcm内。该工作的意义是对于一些不宜改动的传统组件程序,如HELIOS,通过在线修改共振积分表和子群参数,从而使其直接进行弥散颗粒燃料问题的计算成为可能。     

压水堆燃料包壳锆同位素共振计算研究

锆合金因具有耐腐蚀、耐辐照、低蠕变，以及较好的中子学性能等特点，被广泛用于制造压水堆燃料包壳管、定位格架等燃料组件构件。从中子物理学角度，锆同位素在中能区存在较为明显的共振现象。工业应用广泛的传统等价理论共振方法只考虑燃料区的共振效应，对于包壳材料中锆同位素的共振现象，通常予以忽略，或简单以典型参考背景截面（通常为3×10^-22 cm²）下产生的微观截面来考虑。这些传统处理方式可能会导致多达200～300 pcm的反应性偏差。因此，基于对影响压水堆燃料包壳锆同位素有效共振截面的各种主要因素的分析，本文确定了一种预制截面表的锆同位素共振计算方法。数值结果表明，这种共振处理方法可提供较为准确的锆同位素多群微观截面，并能有效改善组件无限增殖因数的计算精度。此外，也对这种方法在弥散型燃料锆基体共振计算中的适用性进行了探讨。     

弥散颗粒型燃料特征线方法输运计算研究

弥散颗粒型燃料的中子输运问题因其特有的随机性和双重非均匀性难以直接使用现有输运方法进行求解。Sanchez-Pomraning方法借助更新方程,对特征线方法进行改进,使其能应用于弥散颗粒型燃料的输运计算中。本文对二维圆柱形弥散颗粒燃料输运问题进行了计算,数值结果表明：程序在不同颗粒填充率、不同颗粒尺寸、燃料颗粒与毒物颗粒共存的问题下均能保证较好的计算精度,反应性特征值绝对偏差大多低于100 pcm,仅在QUADRISO毒物颗粒填充时绝对偏差达到163 pcm。本文方法能满足弥散颗粒型燃料的输运求解要求,为新型燃料的设计研究工作提供了可靠的结果。     

多普勒展宽舍弃修正对氟盐冷却球床高温堆中子学的影响分析

超热区中子的弹性散射易受靶核热运动影响，传统的蒙特卡罗程序采用常数散射截面自由气体模型来描述超热区中子的散射过程。研究表明，忽略共振弹性散射效应所引入的误差随温度的升高而增加，而氟盐冷却球床高温堆工作在高温条件下，为减小共振区弹性散射计算误差，有必要在中子学计算中使用多普勒展宽舍弃修正方法以考虑其共振弹性散射效应。本文使用修改源码后的蒙特卡罗程序MCNP5对氟盐冷却球床高温堆栅元开展中子学计算，发现经多普勒展宽舍弃修正后的²³⁸U的中子俘获率增加，无限增殖因数减小123～1182 pcm，且无限增殖因数偏差随燃料球栅元填充率及温度的升高而增大。     

复杂燃料成分的多核素共振干涉计算方法研究

共振干涉现象广泛存在于反应堆系统中，是影响共振计算精度的重要因素之一。当前提出的干涉因子方法，其计算效率难以适用于燃耗过程中的复杂燃料成分。基于改进的伪核素理论与超细群慢化方程求解程序，提出了一种针对实际压水堆燃耗过程的快速共振干涉计算方法。对于燃耗过程中的复杂燃料成分，在均匀问题和压水堆栅元几何下进行了共振自屏分析。结果表明，该方法的计算精度与严格的超细群计算及蒙特卡罗方法相当，效率上优于干涉因子方法，适用于压水堆燃耗过程中的快速共振计算。     

在MCNP中考虑共振弹性散射的修正方法

蒙特卡罗方法采用自由气体模型来考虑中子与靶核的弹性碰撞中的热效应。传统的模型假设绝对零度下的弹性散射截面是常数,忽略了截面的共振效应所带来的影响。为在自由气体模型中考虑共振弹性散射效应,采用多普勒展宽舍弃修正方法,修正了连续能量蒙特卡罗程序MCNP的自由气体模型,并对Mosteller轻水堆多普勒基准题进行了分析。数值结果表明：对于轻水堆,在热态零功率的情况下,忽略共振弹性散射会高估燃料棒的无限介质增殖因数（k_∞）40～100 pcm,热态满功率下高估140～200 pcm;忽略共振弹性散射给燃料温度系数带来7%～15%正的偏差。同时分析了新的抽样方法对计算时间的影响,以及共振弹性散射效应对中子出射能量分布的影响。     

基于改进缺陷因子方法的FCM燃料有效多群截面计算方法研究

全陶瓷微胶囊封装（FCM）燃料是重要的候选事故容错燃料,与传统燃料相比,FCM燃料的双重非均匀性使得其有效多群截面计算面临较大的挑战。本文提出一种改进的缺陷因子方法来处理FCM燃料在共振能区和非共振能区的自屏效应,实现FCM燃料的等效均匀化。通过颗粒丹可夫因子守恒来构建新的等效模型以克服传统的体积权重等效模型无法考虑燃料棒间自屏的影响;在共振能量段,基于新的等效一维球模型求解超细群慢化方程获得共振能量段的超细群缺陷因子;在非共振能量段,利用新等效模型的特征值计算获得快群和热群的多群缺陷因子;在此基础上实现FCM燃料棒的等效均匀化。本方法已在高保真中子学程序NECP-X上实现,并在一系列工况下进行了测试,与蒙特卡罗程序的比较表明,本方法能处理不同情况下的双重非均匀性,并可获得准确的有效自屏截面。     

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。     

Criticality calculation for cluster fuel bundles using grey Dancoff factor

This paper applies the grey Dancoff factor calculated by Monte Carlo method to the criticality calculation for cluster fuel bundles. Dancoff factors for five symmetrically different pin positions of CANDU37 and CANFLEX fuel bundles in full three-dimensional geometry are calculated by Monte Carlo method. The concept of equivalent Dancoff factor is introduced to use the grey Dancoff factor in the resonance calculation based on equivalence theorem. The equivalent Dancoff factor which is based on the realistic model produces an exact fuel collision probability and can be used in the resonance calculation just as the black Dancoff factor. The infinite multiplication factors based on the black Dancoff factors calculated by collision probability or Monte Carlo method are overestimated by about 2 mk for normal condition and 4 mk for void condition of CANDU37 and CANFLEX fuel bundles in comparison with those based on the equivalent Dancoff factors.     

The pseudo-resonant-nuclide subgroup method based global–local self-shielding calculation scheme

The pseudo-resonant-nuclide subgroup method (PRNSM) based global–local self-shielding calculation scheme is proposed to simultaneously resolve the local self-shielding effects (including spatial self-shielding effect and the resonance interference effect) for large-scale problems in reactor physics calculations. This method splits self-shielding calculation into global calculations and local calculations. The global calculations obtain the Dancoff correction factor for each pin cell by neutron current method. Then an equivalent one-dimensional (1D) cylindrical problem for each pin cell is isolated from the lattice system by preserving Dancoff correction factor. The local calculation is to perform self-shielding calculations of the equivalent 1D cylindrical problem by the PRNSM. The numerical results show that PRNSM obtains accurate spatial dependent self-shielded cross sections and improves the accuracy of dealing with the resonance interference over the conventional Bondarenko iteration method and the resonance interference factor method. Furthermore, because both global and local calculation is linearly proportional to the size of problems, the global–local calculation scheme could be applied to large-scale problems.     

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。     

Development of Spatially Dependent Resonance Shielding Method

A new spatially dependent resonance self-shielding method (SDDM: Spatially Dependent Dancoff Method) was developed based on the generalization of the conventional Dancoff method to multi-regions in a fuel pellet based on the Stoker/Weiss technique. SDDM correctly accounts for radial power distribution within fuel rods in a fuel assembly. SDDM is fully consistent with the conventional method if the pellet is not sub-divided. It also has the advantage of being less computing time consuming when compared to more rigorous resonance shielding method such as sub-group and special fine energy mesh methods. Moreover, it can be installed easily into the lattice physics code widely used in commercial LWR design. To validate the method, spatial concentration of isotopes and burnup distribution within a rod are evaluated using SDDM and the results are compared to the destructive measurement data. From the comparison, it is concluded that the spatially dependent Dancoff method, SDDM, is appropriate for generating the effective cross-sections in the fuel rings.     

The surface current method in gray Dancoff factor calculation

The Dancoff correction is important in the calculation of the effective cross section of resonant isotopes in a heterogeneous system. Although the neutron current method is a simple and straightforward approach to estimate the Dancoff factor, its use is limited to the black Dancoff factor. In this paper, we expand the current method used to determine both the black and gray Dancoff factors. The method developed also relies on a neutron transport solver, where a fixed source on a fuel rod surface has an outward direction, a cosine distribution, and a constant shape. The detector is located on the surface of the rods to measure incoming and outgoing currents; therefore,there is no need to calculate the chord length, and the development, validation, and verification of the code can be omitted. The mathematical foundation of the suggested method is derived using the integral transport equation. The effects of the moderator and lattice configuration are followed by a sensitivity analysis of the Dancoff factor for several problems, including pressurized water reactor and cluster fuel assemblies. The maximum and average relative errors of the calculated results are approximately 0.3% and0.05%, respectively.     

CAP1400数值反应堆系统关键技术研究及示范应用

本文系统介绍了“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”国家科技重大专项课题“CAP1400数值反应堆关键技术研究”的主要研究成果。课题首先分别开发了基于确定论方法和蒙特卡罗方法的高保真堆芯物理计算程序,然后开发了pin by pin先进子通道分析程序和基于精细网格的燃料棒性能分析程序,以此为基础建立了物理 热工 燃料性能多物理耦合的CAP1400数值反应堆系统。利用国际基准题VERA、AP1000启动物理实验参数对数值反应堆系统进行了验证和确认,并进一步实现了CAP1400大型先进压水堆的启动物理参数、循环模拟分析和部分功率能力分析的示范应用。数值结果表明,所开发的数值反应堆关键分析软件具有很高的计算精度,可直接服务于CAP1400的设计验证、物理启动和运行支持。