2D/1D耦合的堆芯实测功率分布快速重构研究

针对三代核电压水堆在线监测系统需要快速准确进行实测3D功率重构的需求,本文提出了一种2D/1D耦合的3D功率重构方法。首先采用耦合系数法对探测器层的功率进行了2D实测功率重构;其次针对每个组件,采用二次样条函数拟合方法进行了轴向1D实测功率重构,最后得到了全堆3D实测功率分布。该方法计算流程简单,占用内存少。针对华龙一号开展的4个典型例题的数值验证结果表明,该方法具备很高的精度,满足三代核电在线监测系统实测功率重构对精度和速度的要求。     

基于大规模并行计算的2D/1D耦合三维全堆输运程序Tiger-3D

2D/1D耦合方法求解三维输运方程具有快速、精确的优点;通常的2D/1D耦合方法利用轴向和角度方面的并行度,不能进行大规模并行计算。本研究在三维粗网有限差分(CMFD)框架下,径向采用区域分解并行的矩阵特征线方法(MOC),轴向采用扩散有限差分,综合利用2D/1D耦合方法径向和轴向的并行度,基于消息传递接口(MPI)实现大规模的并行计算,编写了Tiger-3D程序。数值验证表明,Tiger-3D程序具有良好的计算精度和较高的计算效率。     

基于谐波展开法的压水堆堆芯功率分布在线监测

采用谐波展开法进行堆芯三维功率分布的在线监测,将堆芯三维功率分布用中子扩散方程的谐波进行展开,并利用堆内探测器读数信息进行展开系数的求解;采用非线性半解析节块法结合Krylov子空间法进行全堆芯谐波的求解,其计算时间约为采用细网差分法结合Krylov子空间法求解的1/100。基于谐波展开法理论开发堆芯三维堆芯功率分布在线监测系统NECP-ONION,采用国内典型压水堆电厂实测数据对该系统进行验证。结果表明,组件平均功率的在线监测系统重构值与电厂测量值之间均方根误差小于2%,基于谐波展开法开发的在线监测系统具有很高的计算精度。     

基于贝叶斯推断的堆芯功率分布重构

基于贝叶斯推断理论，实现了一种有效融合堆内中子探测器实际测量值与中子学理论计算值两类信息的堆芯功率分布重构方法。应用大亚湾核电站1号机组的测量数据对贝叶斯推断方法的功率分布重构精度进行了验证，并将贝叶斯推断方法与卡尔曼滤波方法以及耦合系数法进行了精度对比。验证结果显示，贝叶斯推断方法在整个循环寿期内的均方根误差、最大相对误差、功率峰重构误差分别不大于0.31%、1.64%和0.07%，且重构精度优于卡尔曼滤波方法以及耦合系数法。重构精度以及计算速度表明贝叶斯推断方法有潜力被应用于功率分布在线监测系统。      

模块化2D/1D耦合特征线法MMOC程序开发及验证

本文基于耦合求解的思想，轴向、径向均采用特征线法（MOC），通过开展2D/1D耦合MOC理论模型、模块化几何预处理方法研究，开发了2D/1D耦合MOC 3D中子输运求解程序MMOC，并开展了1D/2D/3D C5G7基准题验证。k_eff的相对误差分别为0.082%、0.045%、0.032%，该程序准确有效，计算精度满足中子输运计算的要求。     

基于模块化特征线方法的二维/一维耦合输运程序开发

随着各种新堆型的提出,全堆芯非均匀计算的需求也日益迫切。基于需求和可行性的考虑,提出了二维/一维(2D/1D)耦合方法求解三维(3D)非均匀问题,国际上已经开发出许多这样的程序。本文基于模块化特征线方法开发了2D/1D耦合程序—MOCHA_2D1D,2D耦合程序计算采用模块化特征线方法,1D耦合程序计算采用Sn差分方法。经过验证,程序计算精度符合反应堆物理计算要求。     

堆芯功率分布重构的两种空间统计性算法

本工作提出两种基于空间统计性理论的堆芯功率分布重构算法：普通克里金方法是一种基于空间自协方差的最优插值法;卡尔曼滤波方法是一种有效结合理论计算与测量数据的数据同化方法。应用秦山第二核电厂3号机组和大亚湾核电站1号机组的测量数据对上述两种方法的功率分布重构精度进行了验证,并与耦合系数法（CECOR）的重构精度进行了比较。结果表明,两种方法的重构误差均满足工程要求,且重构精度优于耦合系数法。     

基于RBF神经网络的压水堆堆芯三维功率分布方法研究

堆芯三维功率分布的实时监测对核电厂的安全高效运行和控制系统优化均有重大意义。本文利用堆外核测量系统及RBF神经网络构建了一个实时堆芯功率三维分布监测系统,以提高监测的实时性及减小三维功率分布的拟合误差。在300 MW压水堆核电厂全范围仿真机上进行了一系列仿真实验,结果表明,该监测系统能在燃料循环周期的一定燃耗范围内,实时呈现堆芯三维功率分布,并通过几种方法对模型的精度进行了有效改进。     

压水堆燃料元件包壳破损在线监测系统研制

针对压水堆核电厂运行工况下燃料元件包壳发生破损的情况,通过以机理性定量分析方法为基础的诊断物理模型和在线监测系统设计,给出完整的包壳破损在线监测解决方案。同时,通过理论模拟计算、原理样机带源实验以及电厂实测运行数据验证,多方面验证了系统设计的正确性。该套系统能够改进中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)机组现有燃料破损监测手段的不足,提高压水核电机组运行的安全性能。     

基于激光光斑相似性度量的粒子加速器在线准直监测系统研制

在线准直监测是保障粒子加速器设备稳定性的重要手段，激光准直具有响应快，精度高等特点，是机器关键设备在线准直监测的重要数据参考来源。针对合肥先进光源的准直要求，提出了一种基于激光光斑相似性度量的高精度在线准直监测系统，通过对激光成像光斑位移进行测量来监测被测系统的横向位置偏移。本文介绍该系统激光光路控制、探测器组件的结构及工作原理，并对系统关键误差展开分析，在随机噪声的影响下，算法精度优于±0.17像素(pix)。然后，搭建了一套40 m长的样机系统，采用相似性度量算法，在不同时间获取不同监测位置被测目标的相对位置偏差，经测试，系统的横向监测精度优于8μm,且样机的监测精度与被测目标的距离无关。该样机系统的研制成功，为更远距离微位移监测系统的研制提供基础数据，可适用于第4代同步辐射光源、自由电子激光、直线型对撞机等加速器领域设备的在线位移监测。     

基于BP神经网络的堆芯三维功率重构方法研究

堆芯功率分布包含了堆芯内的大量信息，由于在反应堆运行过程中无法直接测量堆芯内所有位置的功率，因此需通过其他方法得到堆芯三维功率分布的情况。本文以秦山一期工程为对象，利用堆外中子探测器在不同棒位和不同功率下的计数及BP神经网络对堆芯三维功率分布进行重构计算，并利用REMARK程序对该计算结果进行验证。结果表明，该功率重构方法能在反应堆运行的50%～100%功率范围内，较好地呈现堆芯三维功率分布。     

γ图像重构放射源三维分布的物理模型设计

快速测定放射性物质污染的位置、分布、剂量对核安全有重要意义。γ相机成像是快速测定核污染位置二维图像的主要手段,用二维图像重构核污染位置三维分布是一种实现快速测定核污染位置、分布的主要技术。通过对γ相机成像过程进行研究,建立了放射源三维分布重构对应的物理模型,并在ML-EM重建算法下得到基本正确的结果。     

NECP-X中基于改进泄漏项分割技术的二维/一维耦合输运方法

二维/一维耦合输运方法较好地平衡了效率与精度，因此被广泛应用于一步法全堆芯输运计算。二维/一维耦合输运方法中，由于泄漏项在方程右端，导致二维特征线法(MOC)计算时方程右端总源项在迭代过程中可能成为负值，造成迭代发散。本文针对二维/一维耦合输运计算中的负源项问题，提出了一种改进的泄漏项分割方法。新的泄漏项分割方法可在不造成计算精度损失和仅增加有限内存的条件下，显著提高二维/一维耦合输运方法的稳定性。通过强泄漏算例、C5G7基准题、VERA-3A基准题等进行测试，表明该方法对提高二维/一维耦合输运方法稳定性具有显著的效果。     

YOSHIO NISHINA CENTENNIAL SYMPOSIUM on EVOLUTIONAL TRENDS OF PHYSICAL SCIENCE

Axially simplified method of characteristics in three-dimensional geometry (ASMOC3D) has been proposed, and the 3D neutron transport calculation code based on this method, SHIKOKU, has been developed. Since ASMOC3D handles 3D problems by a two-dimensional (2D) neutron track set and simplified treatment in axial direction, the required memory and the computational time are expected to be less than those required by a direct 3D characteristics calculation scheme. SHIKOKU is applied to two problems of 3D geometry and the results of these problems show good agreements with the reference solutions obtained by a Monte-Carlo code. SHIKOKU is also applied to an actual three-loop-type PWR core. The prediction error of the radial power distribution is satisfactory and it is shown that the computational time and the required memory for a whole-core calculation by ASMOC3D are not prohibitive for presently available PCs.     

基于源项展开法的瞬态多群精细功率重构研究

研究了压水堆瞬态多群精细功率重构的计算方法，从瞬态固定源方程出发，将瞬态固定源项表示成双二次勒让德多项式的形式，通过全堆的迭代求解实现精细功率重构。将该方法应用于堆芯物理程序SPARK中，并采用TWIGL瞬态基准题验证瞬态多群精细功率重构的准确性。数值结果表明，本文提出的压水堆瞬态多群精细功率重构方法具有很高的计算精度。      

Analyses of the V1000CT-1 benchmark with the DYN3D/ATHLET and DYN3D/RELAP coupled code systems including a coolant mixing model validated against CFD calculations

Plant-measured data provided within the specification of the OECD/NEA VVER-1000 coolant transient benchmark (V1000CT) were used to validate the DYN3D/RELAP5 and DYN3D/ATHLET coupled code systems. Phase 1 of the benchmark (V1000CT-1) refers to the MCP (main coolant pump) switching on experiment conducted in the frame of the plant-commissioning activities at the Kozloduy NPP Unit 6 in Bulgaria. The experiment was started at the beginning of cycle (BOC) with average core expose of 30.7 effective full power days (EFPD), when the reactor power was at 27.5% of the nominal level and three out of four MCPs were operating. The transient is characterized by a rapid increase in the primary coolant flow through the core and, as a consequence, a decrease of the space-dependent core inlet temperature. Both DYN3D/RELAP5 and DYN3D/ATHLET analyses were based on the same reactor model, including identical MCP characteristics, boundary conditions, benchmark-specified nuclear data library and nearly identical nodalization schemes. For an adequate modelling of the redistribution of the coolant flow in the reactor pressure vessel during the transient a simplified mixing model for the DYN3D/ATHLET code was developed and validated against a computational fluid dynamics calculation.

The results of both coupled code calculations are in good agreement with the available experimental data. The discrepancies between experimental data and the results of both coupled code calculations do not exceed the accuracy of the measurement data. This concerns the initial steady-state data as well as the time histories during the transient. In addition to the validation of the coupled code systems against measured data, a code-to-code comparison between simulation results has been performed to evaluate relevant thermal hydraulic models of the system codes RELAP5 and ATHLET and to explain differences between the calculation results.     

On-line reconstruction of in-core power distribution by harmonics expansion method

Fixed in-core detectors are most suitable in real-time response to in-core power distributions in pressurized water reactors (PWRs). In this paper, a harmonics expansion method is used to reconstruct the in-core power distribution of a PWR on-line. In this method, the in-core power distribution is expanded by the harmonics of one reference case. The expansion coefficients are calculated using signals provided by fixed in-core detectors. To conserve computing time and improve reconstruction precision, a harmonics data library containing the harmonics of different reference cases is constructed. Upon reconstruction of the in-core power distribution on-line, the two closest reference cases are searched from the harmonics data library to produce expanded harmonics by interpolation. The Unit 1 reactor of DayaBay Nuclear Power Plant (DayaBay NPP) in China is considered for verification. The maximum relative error between the measurement and reconstruction results is less than 5.5%, and the computing time is about 0.53 s for a single reconstruction, indicating that this method is suitable for the on-line monitoring of PWRs.     

适用于核电厂BEPU的高效全局敏感性分析方法开发及应用

最佳估算加不确定性（BEPU）分析是IAEA推荐用于核电厂事故安全分析的方法,该方法中一个关键步骤为评估输入参数对目标输出的影响大小,即定量敏感性分析。传统BEPU分析中常使用基于线性或单调假设的局部敏感性分析方法,其难以适用于复杂的核反应堆系统,而全局敏感性分析则由于计算成本过高而难以在实际工程中应用。本研究中针对矩独立全局敏感性分析方法开展了优化研究,使用高阶模型表示、高斯求积公式等方法降低矩独立敏感性度量的计算成本,得到了一种高效的敏感性分析方法。使用了多个例题对优化方法的可靠性进行了验证,并将其应用于LOFT（loss of fluid test）大破口事故的敏感性分析。结果表明,该高效敏感性分析方法能准确识别核反应堆事故工况中的重要参数,并能对参数重要度进行定量排序。