DRAGON用于反应堆中微子实验的基准验证

反应堆中微子实验中需计算输出²³⁵U、²³⁸U、²³⁹Pu、²⁴¹Pu在不同燃耗下的裂变份额,而通常的组件计算程序不输出这些结果。为适应反应堆中微子实验的需求,本文用Takahama-3基准对DRAGON用于压水堆燃耗进行基准验证,给出了反应堆中微子实验中关心的4种核素质量密度实验值与计算值的平均偏差,并利用计算出的裂变份额以及每次裂变释放的能量等,给出了NT3G24组件的反应堆中微子能谱,从而验证了DRAGON应用于反应堆中微子实验的可行性。     

基于BEAVRS2.0三维堆芯仿真建模验证分析

针对最新发布的BEAVRS2.0基准题,采用多群二维输运理论进行燃耗计算,得到离散工况下少群常数并进行截面拟合处理,将先进节块法应用于求解中子扩散方程,建立三维堆芯节块程序SimOR仿真计算模型;选取不同运行工况进行组件均匀化计算、堆芯临界计算,并建立堆芯临界燃耗分析模型,并与BEAVRS2.0基准测量解、nTRACER等程序参考解比对,其计算结果吻合很好,验证了仿真模型建立的正确性与程序计算的精准性,可以广泛应用于核电仿真计算研究,同时为压水堆燃料管理燃料组件计算、堆芯扩散-燃耗计算提供数据依据及方案参考。     

基于VENUS-2临界基准的CosMC程序验证

堆芯中含有大量经过多个循环、燃耗较高的钚燃料时,堆芯中子学特性会发生变化。为了验证目前核数据库及现有程序对这种情况的计算精度,经济合作与发展组织核能机构(OECD/NEA)提出了VENUS-2基准实验。Cos MC程序是专门用来进行反应堆计算的蒙特卡罗程序,可以处理复杂几何模型。本文采用最新核数据库及Cos MC程序对VENUS-2基准进行了计算,计算结果与其他程序做了对比,结果表明:Cos MC的计算结果与实验测量值以及其他程序计算的部分结果符合的较好,说明用Cos MC程序计算含混合氧化物(MOX)燃料堆芯的临界问题是可行的。     

基于NECP-Bamboo程序的商用压水堆乏燃料组件核素成分分析

乏燃料组件核素成分的精确计算是乏燃料临界安全分析等工作的输入条件，放射性源项计算是乏燃料组件核素成分分析的典型应用。国内现有程序由于存在数据库中核素种类不全、辐照过程无法完全模拟等弊端，限制了乏燃料后处理安全分析的可靠性和经济性。本文基于完全自主化的压水堆堆芯分析软件NECP-Bamboo,研发了商用压水堆乏燃料组件核素成分计算程序Bamboo-SFuel,利用辐照后实验(PIE)实测数据对核素成分进行了定量验证与分析，通过与Scale程序包计算结果进行对比验证了程序源项计算的精度，还探究了不同燃耗数据库对核素成分和源项计算结果的影响。数值结果表明，Bamboo-SFuel能精确分析不同辐照条件下商用压水堆乏燃料组件的核素成分和放射性源项，使用NECP-Bamboo程序中不同核素数目的燃耗数据库对重要核素成分计算结果影响不大，但对总的放射性源项计算结果影响较大；基于内置的包含1 547种核素的燃耗数据库，该程序可同时给出可靠的乏燃料临界安全分析和辐射安全分析关注的重要核素成分。     

基于CRAM的压水堆燃耗程序开发及验证

本文基于Cinder90燃耗数据库开发了燃耗求解程序MCRAM,并耦合MCNP程序对重要的锕系核素和裂变产物核素的反应截面进行了修正。以OECD/NEA乏燃料成分基准数据库中的Takahama-3压水堆燃料组件为基准题,对MCRAM程序的计算结果进行了验证,并与其他程序的计算结果进行了比较。结果表明,MCRAM程序对重要裂变产物和主要锕系核素的计算结果相对偏差小于5%,计算精度与ORIGEN2程序的相当。与此同时,同一例题的计算效率MCRAM较之MCNTRANS程序提高了近200倍。     

基于CRAM的压水堆燃耗程序开发及验证

正基于CRAM方法开发了燃耗求解程序MCRAM,利用Cinder90燃耗数据库生成了3 400阶燃耗矩阵(图1),并耦合MCNP程序对重要的锕系核素和裂变产物核素的反应截面进行了修正。以OECD/NEA乏燃料成分基准数据库中的Takahama-3压水堆燃料组件为基准题,对MCRAM程序的计算结果进行验证,并与其他程序的计算结果进行比较。结果表明,MCRAM程序对重要裂变产物和主要锕系核素的计算结果相对误差小于5%,计算精度与ORIGIN2程序的相当(图2)。     

聚变-裂变混合堆程序开发及验证

针对聚变-裂变混合堆设计研究中原有燃耗计算程序MONK9A耗时长等问题,利用MCNP和SCALE5.1程序包中的Origen-s程序开发出1套可用于先进反应堆设计的燃耗耦合程序MOCouple-s.选取了压水堆燃耗基准题、ADS基准题对MOCouple-s程序进行了验证,结果表明,MOCouple-s程序关于反应性和核素成分的计算结果与实验测量结果和其他程序的计算结果符合良好,且在某些计算结果、参数设置、自动化执行等方面优于国内外类似程序.利用MOCouple-s程序对MONK9A程序在混合堆燃耗计算上的适用性进行了验证,结果差别不大,证明MONK9A程序用于混合堆初步研究设计得到的燃耗计算结果是可靠的.     

COSINE软件包组件计算程序LATC的燃耗计算模块开发与验证

燃耗计算是反应堆组件参数计算程序的核心功能之一,其计算精度直接影响堆芯物理计算精度。本文系统研究了组件参数计算程序中燃耗计算方法,建立了燃耗计算理论模型,给出了能有效解决燃耗方程刚性的数值方法,根据此方法编制了LATC程序的燃耗计算模块并进行了数值验证。计算结果表明,该燃耗计算模块精度较高,在大燃耗步、深燃耗下仍可得到合理可信的结果。     

基于cosRMC的新一代PWR栅元和组件燃耗计算

新一代压水堆与现有压水堆的重要区别之一是燃料富集度不同,考虑到燃料制造、燃料燃耗等问题,目前压水堆的UO₂燃料富集度通常小于5%,MOX燃料中易裂变Pu含量通常小于6%。新一代压水堆的燃料富集度有可能超过现有标准,平均燃耗有望达到70 GW•d/tU,这对反应堆计算软件提出了新的要求。本文基于反应堆蒙特卡罗程序cosRMC对新一代压水堆栅元和组件基准进行了中子学分析,包括裂变反应率分布、中子通量密度分布及核子密度随燃耗的变化等,并对含Gd棒的组件燃耗计算进行了细致分析。计算结果表明,cosRMC的计算结果与国际上其他程序的计算结果符合较好。通过程序之间结果对比发现,随着燃耗的增加,不同程序计算的Pu含量差别变大。     

Bamboo程序在方形组件压水堆中的适用性验证研究

本文对国产自主化核设计程序Bamboo程序在方形组件压水堆中的适用性开展了研究。主要内容包括：利用Bamboo程序对三种国内典型的方形组件压水堆进行建模,并将堆芯临界硼浓度、堆芯功率分布、堆芯燃耗分布、控制棒价值和反应性系数等参数的计算结果,同堆芯实测结果或SCIENCE程序计算结果进行对比验证。结果表明,Bamboo程序在典型方形组件压水堆堆芯计算中具有良好的精度,能够满足核电厂的堆芯核设计需求。研究结果为Bamboo程序进一步的工程应用奠定了基础。