燃耗信任制下燃耗计算对临界计算的偏差及不确定度的研究

为量化燃耗信任制中燃耗计算传递给临界计算的不确定度,本文基于参数统计法对燃耗计算的核素偏差及偏差不确定度展开分析,并以蒙特卡罗(MC)抽样方法计算的k_inf不确定度为基准,比较不同抽样方法对临界计算不确定度的影响。结果表明,核素偏差与偏差不确定度是随样品燃耗变化的分段函数。对于临界计算,拉丁超立方抽样(LHS)方法与MC抽样方法的k_inf不确定度计算结果吻合较好,且LHS方法可考虑参数间的相关性,计算结果更真实,可进一步提升电厂的经济性。     

基于抽样方法的燃耗计算核素积存量不确定度分析

基于抽样基本原理研究了应用于燃耗计算的不确定度分析方法,并开发了燃耗计算不确定度分析程序。基于评价核数据库ENDF/B-Ⅷ.0的裂变产额标准差和衰变常量标准差计算得到了衰变常量协方差矩阵和带相关性的裂变产额协方差矩阵,并结合SCALE6.2程序包的56群反应截面协方差数据库,对Takahama-3压水堆组件基准题中SF95-4样品进行不确定度分析。计算了反应截面、衰变常量和裂变产额不确定度引起的核素积存量的不确定度。计算结果表明,反应截面的不确定度是锕系核素积存量不确定度的主要来源,裂变产额和衰变常量的不确定度对部分裂变产物的积存量会引入较大的不确定度。但考虑裂变产额相关性后,裂变产额引起的不确定度显著降低。     

裂变产额的Zp模型评价方法及燃耗不确定度分析

裂变产额在核科学技术和核工程中有着重要的应用,发展可靠、高效的产额评价方法和相应燃耗计算不确定度分析方法,对于建立高质量的产额数据库具有重要的意义。本文根据裂变产物核衰变模式和衰变分支比,建立独立产额与累积产额的转换矩阵,用于Zp模型的扩展,使之适用于独立产额和累积产额的统一描述,并以此建立了用于产额统一评价的拟合程序ZpFit。把ZpFit程序应用于中子诱发235U裂变产物产额评价,获得了自洽的独立产额、累积产额和相应的协方差数据,并建立ENDF格式的中子诱发235U裂变的产额数据库。在此基础上,计算了UAM燃耗基准题的TMI 1栅元的kinf、重要核素原子核密度的不确定度,比对了本工作评价的产额数据和ENDF/B Ⅷ0评价库中产额数据传递给响应量的相对不确定度,结果基本一致,差异不大。     

针对裂变产额和半衰期的燃耗计算灵敏度和不确定度分析方法

基于广义微扰理论推导了裂变产额和半衰期的燃耗灵敏度系数理论模型,该模型考虑了原子核密度和中子通量的相互影响,并开发了燃耗计算中有效增殖因数和原子核密度等响应参数对核数据的灵敏度和不确定度分析程序。基于评价核数据中裂变产物独立产额的标准差数据,产生了针对压缩燃耗数据库的裂变产额协方差矩阵,以提高不确定度的计算精度。基于ENDF/B-Ⅶ.1数据库量化了UAM基准题TMI-1栅元无限增殖因数及重要裂变产物和重核的原子核密度由裂变产额和半衰期引入的不确定度。数值结果表明,对于栅元无限增殖因数,裂变产额和半衰期引入的不确定度很小;对于部分裂变产物的原子核密度,裂变产额和半衰期会引入较大的不确定度。     

燃耗截面基本库对输运燃耗耦合计算的影响分析

基于蒙特卡罗中子输运程序和ORIGEN2点燃耗程序的蒙特卡罗输运燃耗耦合计算方法应用广泛。但现有评价库中子连续截面的核素个数远小于燃耗计算涉及到的核素数量,即通过输运计算得到的燃耗截面不足以完全替代燃耗计算的基本库。采用经过栅元验证的蒙特卡罗燃耗程序MCBMPI,对最新的VERA燃耗计算基准题进行验证计算,对比分析不同的燃耗截面基本库对输运燃耗计算的影响。分析结果表明:1)在实际应用中尽量不要采用典型热中子截面库,会带来较大偏差;2)在燃耗计算核素替换较多的情况下,对该基准题而言,选取典型压水堆基本库还是典型快堆基本库,对结果影响不大,二者keff偏差在8‰以内,燃耗末期235U偏差在4‰以内,135Xe偏差在5‰左右;3)建议选取与研究对象能谱相近的基本库。     

燃耗信任制的应用方法

在临界安全分析中采用燃耗信任制可在确保安全性的基础上带来巨大的经济效益。本文详细介绍了当前燃耗信任制的应用方法,如何确定所考虑的核素种类和确定燃耗计算状态得出保守的核素核子密度以及如何确定轴向燃耗分布不均匀的组件的置信燃耗深度,最后将燃耗信任制应用于某乏燃料溶解器,比较了此方法带来的效果。     

CEFR首炉堆芯核设计计算不确定度分析

在中国实验快堆（CEFR）设计阶段,堆芯计算不确定度分析主要是基于在俄罗斯开展的零功率模拟实验获得的,相关不确定度的理论分析评价工作存在不足。本文采用统计抽样方法、确定论微扰方法及直接扰动方法,通过对不确定度来源进行计算分析,给出了堆芯核设计计算的主要结果参数,包括k_eff、控制棒价值、钠空泡效应及功率分布的不确定度定量评价。通过CEFR的分析工作,建立了核设计不确定度评价的方法流程,为后续中国示范快堆核设计的不确定度评价分析奠定了基础。     

燃耗数据库基准检验方法研究

燃耗数据库基准检验方法对于研制高准确度的燃耗数据库至关重要。本文以TAKAHAMA 3压水堆辐照后检验实验中SF95样品的建模为例，研究了建模要素对燃耗计算的影响，确定了燃耗实验建模的方法，开展了燃耗信用制研究感兴趣的锕系和裂变产物核素积存量计算值与实验值的比对。比对结果显示，主锕系核素计算偏差小于2%，大部分次锕系核素偏差小于10%，大部分重要裂变产物核素偏差小于5%。本文还对125Sb积存量随燃耗深度变化规律进行了理论分析，确认了破坏性放化实验测量结果存在缺陷，并进一步获得了125Sb积存量的修正值，使计算偏差从接近170%下降到20%以内。本次研究表明，燃耗数据库基准检验研究不仅需发展适当的燃耗实验建模方法，还需对实验数据进行适当的评价。     

最佳估算方法中不确定度评估关键问题分析

应用最佳估算+不确定度（BEPU）分析方法对核电厂进行事故分析或安全评审已成为国际发展趋势。本文对最佳估算分析中基于输入传递的统计类不确定度评估的流程进行了总结,并对其关键步骤进行了分析和研究。分析认为,评估流程可分为确定目标参数、确定重要输入参数及其分布、抽样、模型分析和目标参数分析5步,其中现象识别和重要度排序表（PIRT）是一种适用的重要输入参数确定方法,输入参数的分布需根据试验数据或专家判断确定;抽样方法上,可采用参数抽样或非参数抽样,后者可大幅减小抽样数量;不确定度评估所用模型须经过充分试验或分析证明其适用性;通过对目标参数进行统计,可获得不确定度范围及输入参数的敏感性。     

加速器驱动的次临界系统的燃耗分析计算和堆芯优化设计

以加速器驱动的次临界系统（ADS）在事故情况下仍处于次临界、k_eff随燃耗时间变化的最大范围不超过1.5%和包壳材料HT9钢可承受的最大辐照损伤的前提下,将堆芯燃料区分为嬗变区和增殖区,并将整个过程保持嬗变区的燃料成分不变。通过对ADS燃料的组成成分、堆芯布置和堆芯功率分布等方面的研究,在Pu的外层富集度与内层富集度之比为1.0～1.5范围内,调整增殖区的燃料成分,并利用MCNP和ORIGEN耦合的COUPLED2程序计算k_eff随燃耗时间的变化。同时,综合考虑功率展平、次锕系核素的嬗变率和燃耗深度等因素,建立1套符合工程实际的次临界系统。     

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。     

基于不确定性与敏感性分析的FA300燃料棒燃耗限值研究

燃耗限值对于燃料棒的安全使用和设计改进均有重要意义,而FA300燃料棒的燃耗限值尚未有系统研究。不确定性与敏感性分析方法是燃耗限值研究的基础,工程上常用的极值分析法、蒙特卡罗法等均难以全面反映燃料棒性能分析中的不确定性与敏感性。本工作采用基于人工神经网络的响应面方法,对相应数学模型进行显式重构,在响应面上进行抽样统计获得不确定性信息;而对于特定形式的人工神经网络,通过简单的代数运算获得敏感性信息。基于这一方法的研究表明,FA300燃料棒的极限准则为包壳腐蚀及包壳应变。结合秦山一期加深燃耗组件随堆考验的检测结果,以及国际上相关使用经验,从燃料性能分析的角度给出FA300燃料棒的燃耗限值为55 000 MW•d/tU。     

基于精细燃耗历史及精细燃耗链的球床高温气冷堆燃耗不确定性分析

球床高温气冷堆的燃料管理具有燃料球多次通过堆芯的特点,使得燃料元件经历的燃耗历史十分复杂。球床高温气冷堆堆芯物理设计程序VSOP可以提供燃料元件的精细燃耗历史,但仅包含少量燃耗链和核素种类。而清华大学自主开发的燃耗计算程序NUIT可实现精细燃耗计算,且包含完整燃耗链和核素信息,但不具备精细燃耗历史跟踪功能。本文基于NUIT,结合VSOP提供的球床高温气冷堆精细燃耗历史,开发了球床高温气冷堆堆芯的精细燃耗计算功能,搭建了带有精细燃耗历史模拟和精细燃耗链核素的燃耗分析流程,并实现燃耗不确定性分析功能。在此基础上研究了裂变产额不确定性对球床高温气冷堆燃耗计算不确定性的贡献,并与VSOP的计算结果进行对比。计算分析结果显示,基于NUIT的精细燃耗计算结果和VSOP的燃耗计算结果得到了相互验证,且可以得到更多的核素浓度信息,该计算结果是开展球床高温气冷堆衰变热不确定性研究的基础。     

PWR核电厂乏燃料贮存临界计算重要核素的选取

信用核素选取是基于燃耗信用制乏燃料贮存临界安全分析的关键一步。通过对不同富集度、燃耗深度及停堆冷却时间下典型PWR燃料组件分析,以核素中子吸收份额大小排序为依据,筛选出对总的中子吸收起主要贡献的核素。结果显示,47个核素即可包络停堆后0~20a内影响乏燃料贮存系统反应性的所有核素中的99%。通过核素敏感性因子分析证明依据中子吸收份额排序选取重要核素的方法是合理的,与基准算例的结果对比证明所筛选出的核素能足够代表影响系统反应性的所有重要核素。     

田湾核电站乏燃料水池采用燃耗信任制的计算研究

以田湾核电站(TNPS)2×5排列的贮存格架构成的乏燃料水池为例,研究采用燃耗信任制技术的密集贮存和临界安全问题。采用MONK9A程序计算分析不同富集度、不同燃耗的乏燃料装载情况下系统的k_eff. 根据系统k_eff随不同初始富集度燃料的燃耗变化情况给出了水池的参考装载曲线。采用燃耗信任制技术的密集贮存方案能提高贮存能力31%。     

后处理厂释放气体中稳定惰性气体同位素在核保障监督中的应用研究

用Origen2．1计算模式对压水堆元件中Kr,Xe相关同位素与燃耗的关系进行了计算,并估算了后处理厂烟囱释放气体中Kr,Xe各稳定同位素的来源,丰度和原子浓度.^82Kr,^129Xe可用作环境样品中惰性气体同位素的天然本底;裂片^83Kr／^86Kr．^84Kr／^86Kr、^131Xe／^134Xe和^132Xe／^134Xe的丰度比值,可用于指示乏燃料燃耗,进而估算正在被分离的钚同位素组成,并有可能对后处理厂实行保障监督。