解析基函数展开方法求解二维三角形几何中子扩散方程

提出了一种在二维三角形几何内数值求解中子扩散方程的节块方法.节块内的各群通量分布用解析基函数近似展开,节块之间采用面偏流零次矩和一次矩进行耦合;给出了三角形几何下的节块扫描方案;采用响应矩阵技术进行迭代求解,开发了二维三角形组件中子扩散计算程序ABFEM-T.通过基准问题的校验计算,表明该方法能准确地给出有效增值系数及节块功率分布,可用于复杂的非结构几何区域的中子扩散问题的求解.     

NECP-Atlas中屏蔽数据库制作方法

为获得更高精度的屏蔽数据库,提高屏蔽计算中关键参数的计算精度,本文利用核数据处理程序NECP-At-las中屏蔽数据库制作功能模块shield_calc.基于响应贡献理论对屏蔽数据库能群结构进行优化,重点针对屏蔽计算中的热中子注量率以及光子注量率进行改善,并利用SINBAD屏蔽基准题对优化后的能群结构进行验证.数值结果表明:利用优化后的能群结构计算得到的热中子注量率和光子注量率较BUGLE屏蔽数据库原始能群结构计算结果有明显改善,热中子注量率相对偏差由100％下降至30％左右,光子注量率相对偏差由50％下降至10％左右,提高了辐射屏蔽计算中热中子以及光子计算结果的准确性.     

复杂几何燃料组件的参数计算

利用加拿大蒙特利尔大学研制的DRAGON程序对反应堆复杂几何组件进行参数计算，并通过压水堆柱状元件基准问题、MTR型反应堆板状元件基准问题和其他不同几何形状的燃料组件进行校核计算。结果表明：DRAGON程序可用于多种复杂几何燃料组件参数的计算，且具有良好的计算精度。      

中子扩散三维非均匀变分节块法及平源加速方法研究

作为三维全堆芯非均匀输运计算的基础,基于扩散近似提出了三维非均匀变分节块法,能够采用节块内部的等参有限元和节块轴向表面的分片常量精细描述燃料棒的非均匀几何结构,消除均匀化过程。同时,为了降低计算代价,相应地提出了平源加速方法(FS)。数值结果表明,该方法具有可靠的精度,且FS能够在不影响精度的前提下有效地降低计算内存和计算时间。     

基于AutoCAD二次开发实现中子输运方程特征线法求解

在先进反应堆的组件设计计算中,特征线方法(MOC)是沿生成的特征线求解中子输运方程,理论上不受几何形状的限制,但需对组件进行几何描述和射线追踪等预处理,现有的MOC程序在几何预处理上实际还存在很多限制.为彻底消除特征线方法在几何方面的限制,借助AutoCAD二次开发功能来实现MOC方法的几何预处理.在此基础上开发了MOC程序AutoMOC,对各种问题的计算表明,程序不仅在几何处理上具有很高的灵活性,同时,其计算结果与MCNP等现有程序计算结果符合良好.     

用于复杂环境下中子时空动力学计算的简化球谐函数方法

将简化球谐函数(SPN)方法用于离散输运时空动力学方程的角度变量,应用有限元方法离散其空间变量,用全隐式向后差分离散时间变量,用时间积分法求解缓发中子先驱核浓度方程,建立了复杂环境下输运时空动力学计算的理论模型.根据该模型编制了非结构网格多维输运时空动力学计算程序,数值计算结果表明,该方法可以应用于复杂环境下中子输运时空动力学计算.     

基于中子均方位移守恒的平均散射角余弦计算

使用蒙特卡罗方法计算均匀化群常数时，一般以中子标通量为权重计算平均散射角余弦，会引入额外的计算误差。针对该问题，本文从中子均方位移和平均散射角余弦的关系出发，根据中子均方位移的统计结果，计算得到保证该物理量守恒的平均散射角余弦。基于蒙特卡罗粒子输运计算程序NECP-MCX,并使用各向异性较强的快中子反应堆问题对该方法进行了测试。相比于传统方法，反应堆有效增殖因子的偏差由588×10^-5～796×10^-5降低为-31×10^-5～266×10^-5,相对裂变反应率分布的最大相对偏差由3.754%～4.675%降低为-0.990%～0.920%,均方根偏差由1.864%～2.444%降低为0.569%～0.612%。结果表明：本文方法可以可以有效降低传统方法的计算偏差，具有一定的应用价值。     

利用超长寿命快堆嬗变亚锕元素的特性研究

对利用超长寿命快堆（ＵＬＬＦＢＲ）嬗变高放核废物亚锕元素（ＡＭｓ）的堆芯物理特性进行了初步分析，得出了在ＵＬＬＦＢＲ中适当布置ＡＭｓ，既可以嬗变ＭＡｓ，又可改善超长寿命反应堆的物理特性这一结论。     

基于抽样方法的特征值不确定度分析

核数据是反应堆物理计算的基础数据,研究其不确定度对反应堆物理计算引入的不确定度,对提高反应堆的安全性和经济性具有重要意义。本文基于抽样理论研究了反应堆物理计算不确定度分析的方法,研发了不确定度分析程序UNICORN。基于ENDF/B-Ⅶ.1评价数据库,使用NJOY程序开发了多群协方差数据库。采用UNICORN程序和多群协方差数据库对三哩岛燃料棒和基准题RB31的k∞进行了不确定度分析,得到核数据库中各分反应道截面的不确定度对k∞造成的不确定度。结果表明:238 U(n,γ)截面对三哩岛燃料棒k∞造成的不确定度最大,相对不确定度达0.4%左右;协方差数据库的不同来源会对不确定度分析结果造成一定影响。     

基于经典微扰理论的特征值灵敏度和不确定度分析

核数据不确定度作为组件/栅元计算不确定度的重要来源,备受重视和研究。本文采用经典微扰理论,推导输运计算中keff对于核数据的灵敏度系数和不确定度的计算方法。基于ENDF/B-Ⅶ.1制作多群协方差数据库,并根据所采用的组件输运求解程序的截面模型对分反应道协方差矩阵进行归并。开发灵敏度和不确定度分析程序COLEUS,对传统压水堆燃料栅元进行计算分析。数值结果表明,栅元计算的keff对235 U每次裂变中子产额的扰动最为敏感,238 U俘获截面对keff不确定度的贡献最大。目前的核数据的不确定度会给keff带来0.4%~0.5%的不确定度。