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.     

自主化堆芯三维核设计软件COCO研发

中国广东核电集团正在开发的三维堆芯核设计软件COCO将具备堆内功率分布计算、精细功率分布计算、临界硼浓度搜索、控制棒临界搜索、核子密度计算等基本功能。COCO采用格林函数节块方法作为求解器计算堆芯的功率分布,采用单通道模型和棒传热模型来计算慢化剂的密度和燃料温度。COCO已实现从寿期初到寿期末的燃耗计算能力。通过与参考程序的数值比较发现,COCO采用的理论模型和耦合流程正确,计算精度可满足工程设计的需要。     

自主化堆芯核设计软件COCO验证与确认

COCO软件是中国广核集团自主研发的三维堆芯核设计软件,在投入工程应用之前,需对软件进行验证与确认。借助已有的国际基准题,对软件的各模块进行验证,保证模型的正确性。借助中国广核集团岭澳、宁德、红沿河等基地大量的运行数据,并耦合上游组件截面计算软件PINE和下游通量图处理软件MAPLE进行计算分析。验证与确认结果表明,COCO软件具有良好的计算精度。     

硼化锆在CPR1000核电厂1/4换料燃料管理中的应用研究

采用SCIENCE V2软件包,对CPR1000核电厂1/4换料燃料管理采用硼化锆可燃毒物和氧化钆可燃毒物的组件反应性,以及采用这2种可燃毒物堆芯的径向功率峰因子、循环长度、停堆裕量等参数进行计算分析.结果表明,在CPR1000核电厂1/4换料燃料管理中采用硼化锆可燃毒物是可行的,可获得更长的循环长度.     

动态刻棒技术自主化初步研究

利用所开发的程序sim ADRC复现了西屋反应性仪ADRC中动态刻棒功能模块的底层算法。通过对法国核设计程序(SCIENCE)进行2次开发,实现了动态刻棒修正因子的计算功能。利用历次动态刻棒试验的原始电流数据和sim ADRC进行的模拟试验中使用SCIENCE算得的修正因子复现出来的棒价值最大偏差仅为5.7%,很好地满足了核安全局小于10%的要求。     

溶液堆燃料管理计算方法初步研究与程序研制

溶液型医用同位素生产堆的核燃料呈流动的水溶液形式.堆芯呈非结构、强各向异性散射,运行过程中会产生大量气体.针对堆芯燃料管理计算需要在线提取核素等特点,基于以三角形节块S_N方法为模型的中子输运计算程序DNTR,开发了溶液堆堆芯燃料管理计算程序FMSR,并利用该程序对溶液堆进行了模拟分析.结果表明,FMSR程序可在溶液堆堆芯燃料管理计算中试用.     

中子输运方程的三角形节块SN方法研究

利用面积坐标思想,将任意三角形变换为正三角形,使用横向积分方法对正三角形节块进行处理.节块内横向积分通量、中子源的空间分布使用新的正交二次多项式近似;横向泄漏项的空间分布使用二阶多项式近似;中子通量和横向泄漏的角度通过离散纵坐标(SN)求积组离散.采用节块平衡有限差分方法建立稳定有效的迭代方案;编制了二维三角形节块SN输运计算程序(DNTR),对一系列基准题进行了验证.结果表明,本方法在同等计算精度下比细网差分程序(DOT4.2)快5～7倍,在同等计算精度和相同节块尺寸下比矩形离散节块输运方法(DNTM)快1～3倍,但DNTR程序可应用于非结构几何区域问题,具有DNTM等其它结构化节块SN程序无可比拟的优势.     

考虑格架的控制棒尖齿效应研究

利用节块法计算控制棒效应时,若处理不好控制棒价值会出现锯齿状的变化,即控制棒尖齿效应。本文利用一维模拟三维,分别将体积权重方法、轴向细网通量体积权重方法和带轴向不连续因子的轴向细网通量体积权重方法对不考虑格架和考虑格架时的控制棒尖齿效应进行修正,并比较其结果的差异。结果表明,格架带来的误差不可忽视,应选择较好的方法来得到均匀化截面,此外加入轴向不连续因子可明显减少均匀化所带来的误差。     

堆芯功率分布重构方法分析

本文介绍了堆芯功率分布重构方法中传统的两种方法：权重系数法及多项式展开法。用堆芯计算程序SMART构造测量和预测状态分布,分别采用权重系数法和多项式展开法进行径向功率重构。计算结果显示,在径向重构中多项式展开法对瞬态及局部下的重构效果并不佳,而权重系数法则能部分重构堆芯局部各处的偏差分布。在稳态下,两种重构算法各有优点。     

压水堆核岛系统16N源项计算分析

反应堆内的快中子与一回路冷却剂水中的16O发生俘获反应会产生放射性核素16N。16N是压水堆核电厂核岛系统设计中需要重点考虑的辐射源项。文章在分析了大亚湾和台山核电站16N源项计算不足的基础上,提出一套精确计算堆芯多群中子通量和细致模拟冷却剂在堆内外流动过程的计算方法,保障了相关核岛系统设计和设备间屏蔽设计的正确性。