CAP1000核电厂堆外探测器响应函数计算方法研究

堆外探测器响应函数代表了堆芯活性区各组件对堆外探测器读数的贡献,反映了堆芯功率分布与探测器读数的关系。本文利用二维离散纵标法(S_N)程序DORT,研究其共轭输运方法,建立CAP1000反应堆模型,分析其堆外探测器径向和轴向响应函数及其特性,并与采用DORT程序正向输运计算的结果进行比较。研究表明,共轭输运方法可以极大简化计算量,且计算结果与正向输运方法结果符合较好。     

蒙特卡罗共轭输运法计算堆外探测器三维空间响应函数

堆外中子探测器的读数包含有堆芯功率分布的信息,探测器读数与堆芯功率分布之间的联系可由探测器空间响应函数建立.准确的堆外探测器三维空间响应函数是实现由堆外探测器读数重构出堆芯功率分布的关键之一.本文利用蒙特卡罗程序(MCNP),采用共轭输运的计算方法,以压水堆为例,计算分析堆外探测器的三维空间响应函数,并与以往二维离散纵标法的计算结果进行比较.结果表明采用三维计算是必要的,而蒙特卡罗共轭输运法可以方便地实现三维复杂几何下的空间响应函数计算.     

高温气冷堆堆外探测器空间响应函数的计算和特性分析

建立高温气冷堆核电厂示范工程( HTR-PM)反应堆堆外探测器空间响应函数的计算模型.基于共轭输运理论,分别使用蒙特卡罗程序( MCNP)和三维离散纵标(SN)程序TORT计算高温气冷堆堆外探测器空间响应函数.对堆外探测器空间响应函数主要特性的分析及对2种计算结果的比较表明:SN程序TORT的计算结果和MCNP的计算结果一致;基于共轭中子输运理论建立堆外探测器读数和堆芯功率分布的映射关系(探测器空间响应函数)可行;MCNP的计算效率较低,得到三维分布的空间响应函数存在较大的统计误差;堆外探测器读数主要由正对探测器的堆芯局部区域的高能中子产生.     

堆外探测器空间响应函数计算方法研究

通过堆外探测器空间响应函数与反应堆功率分布的内积可得到探测器电流。因此,获得堆外探测器的空间响应函数对堆外探测器电流信号的刻度和修正具有重要意义。本文利用二维输运计算程序DORT和基于ENDF/B-Ⅶ.1制作的多群数据库MATXS-47,采用求解共轭中子输运方程的方法对压水堆核电厂Indian Point 2的堆外探测器径向空间响应函数进行了计算,计算结果与文献值吻合,表明本文所采用的响应函数计算方法是正确的。     

去射线效应堆外探测器响应函数计算研究

堆外探测器响应函数表征了堆芯活性区各位置处的裂变中子对堆外探测器响应的贡献,通过共轭S_N输运计算可快速得到堆外探测器的响应函数。然而,堆外探测器远离堆芯且相对于堆芯体积很小,S_N方法的计算结果会受到射线效应的影响。为解决堆外探测器响应函数计算中的射线效应问题,研究了共轭首次碰撞源射线效应消除方法。此外,为克服共轭首次碰撞源方法在三维堆芯计算中面临的计算量大、内存需求高等问题,研究了共轭首次碰撞源的并行化计算方法和动态内存管理方法。基于韩国Kori-1压水堆的计算结果表明：共轭首次碰撞源S_N方法和多群蒙特卡罗方法具有相当的计算精度,但计算效率高1个量级。     

去射线效应堆外探测器响应函数计算研究

堆外探测器响应函数表征了堆芯活性区各位置处的裂变中子对堆外探测器响应的贡献,通过共轭S_N输运计算可快速得到堆外探测器的响应函数。然而,堆外探测器远离堆芯且相对于堆芯体积很小,S_N方法的计算结果会受到射线效应的影响。为解决堆外探测器响应函数计算中的射线效应问题,研究了共轭首次碰撞源射线效应消除方法。此外,为克服共轭首次碰撞源方法在三维堆芯计算中面临的计算量大、内存需求高等问题,研究了共轭首次碰撞源的并行化计算方法和动态内存管理方法。基于韩国Kori-1压水堆的计算结果表明:共轭首次碰撞源S_N方法和多群蒙特卡罗方法具有相当的计算精度,但计算效率高1个量级。     

离散纵标共轭输运法计算堆外探测器空间响应函数的研究

通过对共轭输运法的研究,采用二维离散纵标程序计算某三代核电厂反应堆满功率运行状态下的堆外探测器响应函数,计算结果与原有数据相比,径向响应因子的相对偏差在3%以内,轴向响应因子的相对偏差在1%以内。表明所采用的计算模型和方法正确。将共轭输运法计算堆外探测器响应的方法在岭澳二期核电项目上进行验证,并与岭澳二期核电工程中采用正向输运法计算的响应因子进行对比,结果表明2种方法的计算偏差不超过5%,验证了共轭输运法与正向输运法计算结果的等价性,但共轭输运法计算效率更高。     

CEFR探测器三维空间响应函数敏感性研究

本文利用离散纵标程序研究了网格划分、能群数目、角度离散数和散射截面展开阶数等计算条件对堆芯区域共轭中子注量率分布形状的影响。基于求解共轭输运方程计算了中国实验快堆钠池内探测器三维空间响应函数,分析了控制棒位置、燃耗累积、燃料组件装载等因素对探测器空间响应函数的影响。结果表明：共轭中子注量率分布形状对网格宽度的敏感性低,可利用粗网格条件下共轭中子注量率分布形状求解探测器空间响应函数;控制棒对空间响应函数的影响与控制棒在堆芯中所处位置有关,组件内空间响应函数受控制棒影响程度与组件和控制棒的相对位置有关;探测器空间响应函数受新装载组件影响较明显,但对新装载组件位置的敏感性低。本文结果为大型快堆探测器空间响应函数计算提供了参考,为快堆动态刻棒提供了技术支持。     

堆外探测器读数与堆内功率分布的关系研究

通常认为堆外探测器读数与反应堆总功率之间存在正比关系,这其实很不合理,在实际运行过程中会出现很大的偏差。堆芯功率分布和堆外探测器读数的映射关系可以通过空间响应函数来更好地表达。论文介绍了空间响应函数的计算方法,压水堆的堆外探测器空间响应函数的特点、影响因素,以及其在反应堆功率重构中作用。     

采用堆芯外探测器监测堆内功率分布

堆芯外电离室是大多数反应堆上唯一的实时核测量探头。本文讨论了由堆芯外探测器监测堆内功率分布的必要性、可能性,提出了基于谐波综合法、探测器空间响应函数的由堆芯外探测器监测堆内功率分布的方法及其技术难点、关键技术。在低温供热堆、高温气冷堆上的初步数值验证结果表明,该方法是可行的。     

堆芯中子探测器校刻系数影响因素研究

以人工计算结果与参考模式下的程序计算结果相比较的方法,研究堆芯中子探测器校刻系数影响因素。得出探测器灵敏度是校刻系数主要影响因素的结论。提出了一种用于安装调试阶段选择中子探测器的优化方案。     

基于计数辅助树的蒙特卡罗粒子输运计算大规模计数方法

传统的蒙特卡罗粒子输运计算程序在粒子每一步模拟结束后,通过遍历所有计数器来判断当前粒子所在栅元是否需要进行计数,该过程耗时随计数器数量的增加近似线性增长,当计数器数量较大时,计数耗时远高于输运耗时。本文发展了一种基于计数辅助树的大规模计数加速方法,建立了与几何栅元一一对应的树形结构,并在节点中存储了相应栅元的计数信息,通过当前粒子所在栅元的几何信息从树中快速读出对应的计数器。为了验证该方法的有效性,基于Hoogenboom全堆基准例题测量了不同计数器数量下的计算耗时。测试结果显示本文方法能有效地提高大规模计数问题的计算效率。     

西安脉冲堆反应性测量空间效应修正方法研究

反应性是反应堆重要的物理参数,在西安脉冲堆上增加反应性实时监测功能,能够为操纵员提供反应性实时大小和变化趋势,有利于其安全运行。逆动态方法以其实时性好、能测量任意反应性引入而被广泛应用于反应性测量,但由于控制棒的移动会导致中子注量率空间分布前后不一致,而出现偏差。本文对逆动态方法和静态空间效应因子进行了理论分析,给出了相应的计算方法;以西安脉冲堆为研究对象,使用蒙特卡罗（MCNP）程序计算了探测器三维空间的响应函数,同时计算了归一化节块功率密度,由此得到静态空间效应因子;最后在脉冲堆上进行了不同棒速下插控制棒实验,处理实验数据得到控制棒积分价值曲线。结果表明,进行空间效应修正是必要的,经修正后计算得到的控制棒价值曲线更稳定,计算结果与真实值误差更小。      

Development of two-energy group,two-dimensional,frequency dependent detector adjoint function based on the nodal method

A nodalization technique has been demonstrated to calculate the response of a detector to a vibrating absorber in a reactor core using a concept of local/global components, based on the frequency dependent detector adjoint function. The technique was developed for two-energy group one-dimensional or one-energy group two-dimensional reactor core geometry. The purpose of this research was to expand the applicability of a nodalization model technique to calculate the real and the imaginary parts of the detector adjoint function for two-energy group two-dimensional reactor geometry. The frequency dependent detector adjoint functions presented by complex equations were expanded into real and imaginary parts. In the nodalization technique, the flux or detector adjoint function is expanded into polynomials about the center point of each node. A computer code was developed to calculate static flux for two-energy group, two-dimensional reactor geometry. The eigen value (k_eff) and static flux were calculated for the Iowa State University UTR-10 reactor and the results were compared against the values calculated using the computer code exterminator. The eigen values were within less than 0.1% agreement. The phase angle and the detector adjoint function for the frequency of 10 rad/s were calculated for a detector located in the center of a 60×60 cm reactor. The phase angle calculated by the nodalization model technique varied from 0.2° near the source to 0.4° away from the source. These values are well within the range of the phase angle value of 0.2° calculated using the zero power transfer function. The thermal detector adjoint function peaked in the center as expected. The discontinuity in the current of the real thermal detector adjoint function at the detector position was observed as expected. The average current based on the polynomials on the left node of the interface and the right node of the interface matched within 1% of the average value at the interface. The current of the imaginary fast and thermal detector adjoint function on both sides of the interface varied ±2% from the average value at the interface. No discontinuity in the current was observed in the case of the fast real and imaginary and thermal imaginary components of the detector adjoint function at the detector location.     

蒙特卡罗粒子输运计算网格计数方法研究

在进行反应堆数值模拟时,通过网格计数方法可以精细地统计整个堆芯中多种物理量的空间分布情况。本文基于超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC发展了一种反应堆静态物理参数的网格计数方法。通过日本原子能研究所临界实验装置TCA例题进行了数值验证,计算结果与MCNP计算结果吻合较好,表明了本文方法的可行性与正确性。     

角度相关不连续因子在JRR3M堆芯输运计算中的应用

针对含有强吸收体控制组件的日本研究堆JRR3M,在进行堆芯输运方程计算时,给出了角通量不连续因子(AFDF)的定义,并指出使用角通量不连续因子的必要性,提出使用迭代求解的方法来提高计算精度,并使之满足不连续因子自洽性。针对堆芯设计计算量大的特点,使用了超栅元近似方法。该方法能有效缩短计算时间,且灵活性强。利用组件形状函数,能重构出非均匀模型堆芯通量分布。最后讨论了扩散计算时不连续因子的选取问题,指出根据参考的不同,应选择不同的不连续因子。     

Power Mapping in a Canada Deuterium Uranium Reactor Using Kalman Filtering Technique

For a Canada Deuterium Uranium 600 MWe (CANDU 6) reactor, a new power mapping method has been developed by using detector readings as boundary conditions. In this study, the measured detector readings are combined with the diffusion theory with the Kalman filtering (DIKAL) method. The measured detector readings are transformed into the measured mesh flux through appropriate approximation. And, the difference between calculated and measured mesh flux is filtered out by Kalman filtering technique. Then, the measured mesh fluxes are used as an internal boundary condition in the diffusion equation. The performance of the DIKAL method has been assessed for the various core states, and has been also applied to the calculation of power and flux distribution calculation in the CANDU 6 reactor. Sensitivity studies have shown that DIKAL is quite stable to the detector random and systematic errors. Also, it is shown that the DIKAL approach is more accurate than the currently used flux synthesis approach in CANDU 6 reactors.