ITER实验包层模块的三维确定论方法计算

本文提出了一种新的基于三维确定论方法的ITER实验包层模块中子学分析策略。该计算策略分为两步：第1步将包层模块离散,利用3D模块化MOC方法求解细群中子注量率;第2步在整个模块上利用简化球谐函数方法进行中子学计算。在此基础上编制程序,并对液态锂铅实验包层模块进行计算,给出了各区中子注量率、TBR等中子学参数,并与MCNP程序的计算结果进行比较,比较结果证明了计算方法及程序的正确性。     

压水堆高放长寿命裂变产物堆内嬗变平衡循环设计

基于压水堆多燃料循环管理计算,进行长寿命裂变产物（LLFP）核素堆内嬗变分析。基于长寿命裂变产物核素在乏燃料中的比重及核素的放射毒性,¹²⁹I和⁹⁹Tc作为当前嬗变研究的主要裂变产物。为避免碘同位素分离,参照乏燃料中¹²⁷I和¹²⁹I的组分比例,设计当前的碘化物嬗变靶件。将嬗变核素均匀弥散在惰性慢化材料ZrH₂中,放置在控制棒导向管内进行嬗变分析计算。基于该嬗变组件设计方案,对不同的换料方案进行评价和比较,进而搜索嬗变平衡循环。计算显示,当前带有靶件组件的布料方案可达到平衡循环,并能实现LLFP的嬗变。进一步嬗变优化方案设计受限于当前嬗变组件设计。     

环形燃料超临界水冷堆中子学计算方法研究

基于先进组件程序HELIOS和堆芯节块法程序SIXTUS,研发了超临界水冷堆（SCWR）的中子学计算程序FENNEL-N,并通过与蒙特卡罗程序对比分析了其用于环形燃料超临界水冷堆计算的精度。组件验证结果表明：制作多群数据库的压水堆能谱与超临界水冷堆能谱的差异是导致计算误差的主要原因。堆芯验证结果表明：传统的组件均匀化方法在计算超临界水冷堆时会引入较大误差。应用FENNEL-N程序对组件均匀化方法进行了研究,结果表明,采用优化的组件参数少群结构能减少堆芯能谱变化对精度的影响,采用超组件模型计算组件参数可考虑反射层对组件参数的影响。采用新的组件均匀化方法后,FENNEL-N的计算精度满足了预概念设计需求。     

一种通过边界注量率耦合的MOC和SN二维耦合中子输运方法

当使用特征线方法（MOC）计算堆外探测器或某些特殊的重水慢化轻水冷却的实验堆时,因其活性区外部结构材料或慢化剂区域过大,密集的特征线会导致计算资源大量浪费。为解决这一问题,提出了一种新的基于MOC和离散纵标（S_N）节块法的耦合输运方法,并在数值反应堆物理计算程序NECP-X中实现。该方法将计算区域划分为MOC域（包括活性区等复杂结构区域）和S_N域（包括慢化剂和反射层等简单结构区域）,然后对2个区域的网格进行混合扫描,通过区域交界面的角注量率进行耦合;同时提出了一些可行的方法来减缓耦合边界角注量率带来的误差。最后通过二维C5G7基准题和全堆芯问题的测试来验证耦合方法的计算效果,数值结果表明该方法具有良好的计算效率和精度。      

基于统计抽样的压水堆燃料组件性能分析不确定度量化研究

为能在给出数值模拟结果的同时提供置信区间,本文开展了压水堆燃料性能分析、组件燃耗和热工水力学分析计算的不确定度量化研究。采用西安交通大学自主开发的不确定度分析程序平台NECP UNICORN,分别耦合了轻水堆燃料性能分析程序FEMAXI、压水堆群常数计算程序NECP Bamboo Lattice和热工水力子通道程序CTF。首先针对不同物理过程的特点,分析需要考虑的不确定度来源。然后针对核数据协方差矩阵稀疏且不满秩的特点,应用COST方法以减少样本量。结果表明,对于燃料性能分析,边界条件、几何参数和材料性质对燃料中心温度有显著影响。对于燃耗过程,核数据和几何参数对特征值、功率分布、两群常数和核子密度的不确定度有显著影响。对于热工水力分析过程,边界条件、几何参数和模型系数对冷却剂温度和包壳温度的不确定度有较大影响。针对每种物理场,分别量化其输入输出参数的不确定度,对于后续量化复杂系统多物理耦合过程的不确定度具有重要意义。     

NECP-Atlas中屏蔽数据库制作模块的开发与验证

在核数据处理程序NECP-Atlas中开发了屏蔽数据库制作模块Shield_calc,该模块先利用NECP-Atlas产生问题无关的MATXS格式细群中子、光子截面数据库;然后采用超细群方法、Bondarenko迭代方法进行共振自屏计算,获得有效自屏截面;最后,基于1维反应堆模型采用NECP-Hydra进行输运计算获得应用堆型的典型权重谱,将细群屏蔽数据库归并为宽群屏蔽数据库NECL-SHILED。利用Shield_calc模块,基于与BUGLE-B7相同的评价核数据库ENDF/B-Ⅶ.0,制作了47群中子、20群光子的NECL-SHILED,并与BUGLE-B7进行了对比,数值结果显示NECL-SHILD与BUGLE-B7计算结果吻合较好,验证了Shield_calc模块具有较高的精度。      

基于第一性原理的氢化锆热散射律计算分析

声子态密度是计算热散射律数据的基本参数。氢化锆（ZrHx）中含氢量的变化会导致晶体结构的变化，进而影响其声子态密度。国际上一般通过拟合实验数据获得ZrHx中氢的参数化的声子态密度，不能体现氢化锆真实的晶体结构。本文基于δ-ZrH1.5和ε-ZrH2，采用第一性原理计算了ZrHx中氢的声子态密度，研究分析不同方法获得的声子态密度对热散射截面的影响，以及对含氢化锆的TRIGA反应堆的反应性的影响。数值结果表明，与ENDF/B-Ⅷ.0和JEFF-3.3评价核数据库中的声子态密度模型相比，用第一性原理计算得到的声子态密度模型能产生更精确的热散射截面，且显著提高TRIGA反应堆反应性计算的精度。     

压水堆嬗变长寿命裂变产物的弹棒事故安全性研究

为分析压水堆(PWR)嬗变长寿命裂变产物(LLFP)的堆芯瞬态安全性,基于CASMO-4、RSIM以及改进的NLSANMT/COBRA-4程序搭建了程序系统,并利用该系统研究了嬗变堆芯在弹棒事故下的安全特性,分析了寿期初和寿期末事故发生后的功率变化及燃料中心温度变化。数值结果表明:与参考PWR相比,装载99 Tc将会使温度系数变得更负,因此弹棒事故下峰值功率降低,而装载129I则相反;装载这两种裂变产物时,燃料中心温度最高可升高127~157℃,仍距UO2芯块熔化限值温度有较大裕量。     

基于NECP-MCX的蒙特卡罗-确定论耦合及权窗网格粗化方法研究

对于屏蔽计算的深穿透问题,由于仅有少量粒子能够穿透屏蔽层到达计数区,所以计算效率极低。为解决该问题,基于一致性共轭驱动重要性抽样方法研究了蒙特卡罗-确定论耦合方法（简称耦合方法）。本研究实现的耦合方法可以基于蒙特卡罗的组合实体几何建模,自动生成确定论SN计算所需的输入参数,利用SN共轭计算生成一致的源偏倚和权窗参数,提供给蒙特卡罗方法正向计算使用。同时耦合方法使用的基于网格的权窗在大规模问题中会遇到内存瓶颈,本文基于贡献因子理论,研究了自动网格粗化方法。新开发了嵌套网格的结构用于网格粗化,以节省权窗占用的内存,同时不影响权窗的效果。基于NECP-MCX程序实现了耦合方法和网格粗化方法。数值结果表明,对于HBR-2基准题,相比于MCNP程序的权窗自动生成方法,耦合方法的品质因子最高提高了2个数量级。在不影响计算精度和效率的前提下,可以将权窗网格最多减少为原来的1/226。      

基于统一几何建模的高保真物理-热工耦合方法研究及其在SPERT实验堆堆芯的计算应用

针对各类小型动力堆或实验堆开展物理-热工耦合模拟计算时,由于非规则几何结构的存在而带来物理-热工网格映射关系复杂且不可统一预置的问题,基于数值反应堆高保真物理计算程序NECP-X开展了基于统一几何建模的物理-热工耦合方法研究,基于中子学模型建立物理-热工耦合的映射关系,并结合NECP-X程序中的瞬态计算方法实现了特殊功率偏移实验（SPERT）实验堆堆芯的直接瞬态计算;计算了SPERT实验堆稳态算例并与蒙特卡罗程序的结果进行对比,在此基础上,对SPERT实验堆进行了瞬态计算分析并与实验值进行对比。结果表明,NECP-X程序中子学计算的特征值和棒功率分布计算结果具有较高的精度;基于统一几何建模的网格映射方法可以方便快捷地实现复杂几何压水堆的物理-热工耦合计算;与实验值相比,瞬态计算的总功率、反应性随时间的变化曲线具有较高的精度,并且可提供精细的功率及温度分布。