多群核截面协方差矩阵转群方法研究

分析多群核截面协方差矩阵信息特点,采用平源近似研究多群核截面协方差矩阵转群方法并自主开发核截面协方差矩阵转群通用程序T-COCCO。以SCALE6.1程序自带44群核截面协方差矩阵信息为基础,通过T-COCCO对235U、238U、239Pu等核素的不同核反应进行核截面协方差矩阵能群结构转换,分别得到33群、47群和70群核截面协方差矩阵,并与NJOY程序制作的响应能群核截面协方差矩阵信息进行对比。对比研究及分析矩阵特性参数信息可知:在能群结构差异不大时(能群数目的变化在两倍以内),本文研究的转群方法是合理的,开发的程序可以方便、快捷、高效获得所需能群结构的核截面协方差矩阵信息,该信息可以用于开展核数据计算不确定性和敏感性分析。     

核数据对HTR-10和HTR-PM堆芯k_(eff)不确定性贡献的差别与机理分析

使用SCALE6.1程序中TSUNAMI-3D-K5模块,建立了10 MW球床高温气冷实验堆HTR-10和球床模块式高温气冷堆HTR-PM的完整三维堆芯模型,并采用其内置的44群协方差矩阵,分析了核数据不确定性对HTR-10及HTR-PM两种不同堆芯有效增值因子(keff)的影响。通过比较不同物质组成、不同堆芯状态下两种堆芯keff对不同核素、不同核反应的敏感性及不确定性,从机理上分析了核数据不确定性对HTR-10及HTR-PM两种不同堆芯keff不确定性贡献的差别。研究结果表明,堆芯尺寸不同导致中子泄漏不同、239Pu和235U物质比例不同及其平均裂变中子反应是造成两种堆芯keff不确定性差别的主要原因。     

核数据不确定性对次临界堆增殖性能的影响初步研究

用M—c方法对核废料焚烧炉(ABR)模型中所用核素数据的不确定性对增殖性能的影响进行了研究,从中了解核数据精确评估的重要性和有针对性地开展中子学积分实验的必要性。     

核电软件NESTOR堆芯功率分布计算不确定性研究

堆芯功率分布作为堆芯核设计的关键指标,其计算精度对于评价核电厂的安全性和经济性尤为重要。作为国内首套自主核电软件包,NESTOR软件的计算精度和适用性是其应用的基础。本文基于随机取样统计方法和误差传递理论,通过分析程序物理模型引入的不确定性和堆芯状态参数不确定性引入的不确定性,将两者联合起来得到最终功率分布计算的不确定性。结果表明:随机取样统计方法在核设计软件计算不确定性研究中是可行的,将堆芯功率分布拆分为组件内功率分布计算不确定性和组件功率计算不确定性分别分析,再由误差传递理论联合得到在95%置信度和95%概率下由程序物理模型引入的径向功率峰因子计算不确定性为±3.653%,由参数不确定性引入的径向功率峰因子计算不确定性为±0.964%。从而得出最终径向功率峰因子的计算不确定性为:±3.778%。与国外成熟工程核设计软件包的计算精度相当,为NESTOR核设计软件包的应用和验证奠定了基础。      

中子核数据评价现状和发展

评述了国际、国内核数据评价的现状和发展，对我国核数据评价的发展提出了看法。     

核数据评价处理中协方差的产生和传递

协方差对于核工程等的计算日益重要,对于核数据的测量和评价者来说,只有给出了协方差矩阵才给出了数据的完整的误差信息。本文研究了协方差在核数据评价处理中的产生和传递,给出了计算公式和示例计算结果,这些结果显示了协方差产生传递的物理行为并证明了所给公式的正确性。     

核截面不确定性引起的keff不确定度的直接蒙特卡罗方法计算

核截面数据不确定性是现阶段造成核装置的k_eff计算不确定度的重要因素,本文采用直接蒙特卡罗方法分析核截面数据引起的k_eff不确定度。直接蒙特卡罗方法首先根据核截面协方差矩阵直接模拟产生多套随机核截面数据,然后利用现有堆芯计算程序计算核装置的k_eff,最后对k_eff计算结果进行统计,得出由核截面数据引起的k_eff计算不确定度。通过对Jezebel-²³⁹Pu基准装置和中国实验快堆首炉堆芯进行计算和分析,验证了方法的合理性与可行性。     

基于微机的多参数核谱数据获取与处理系统

本文描述了两个基于IBM-PC/AT微机的多参数核谱数据获取与处理系统。每个参数作为一个子事件,其标码长度最大为12bits。两个子事件组成一个有效事件(双参数系统),或是2—4个子事件组成一个有效事件(四参数系统)。采用顺序记录型DMA方式进行事件标码记录。已用于6项研究课题,效果良好。     

关于核数据的宏观参数工作

关于核数据的宏观参数工作刘桂生（中国原子能科学研究院，中国核数据中心，北京，１０２４１３）为了对ＣＥＮＤＬ－２进行基准检验，更好地使核数据服务于核工程研究设计工作，多年来核数据的宏观参数工作集中于群常数制作和基准检验的方法研究，编制并引进开发了群常数...     

Challenge of PWR new core design simulation: A focus on uncertainties due to nuclear data and reflector modelling

This paper presents a reactor core uncertainty analysis in the framework of the OECD/NEA UAM Benchmark. Three types of uncertainties affecting the predictions of power distribution in the core of a nuclear reactor are discussed: the uncertainties of basic nuclear data, the uncertainties resulting from the use of different simulation tools and those due to approximations in reflector modelling. The contribution of nuclear data uncertainty on the power distribution of a UOX and a MOX core is assessed with the XSUSA tool. Overall, the results obtained with different tools in both institutions are in good agreement, showing that the power distribution uncertainty due to the use of different simulation tools is much lower than the one due to nuclear data, which is a large contributor. Lastly, the paper presents preliminary work showing the relevance of reflector modelling on the uncertainty of the power distribution at nominal conditions as well as on an asymmetrical case representative of accidental conditions.     

Research activities on nuclear reactor physics and thermal-hydraulics in Japan after Fukushima-Daiichi accident

Research and development in nuclear reactor physics and thermal-hydraulics continue to be vital parts of nuclear science and technology in Japan. The Fukushima accident not only brought tremendous change in public attitudes towards nuclear engineering and technology, but also had huge influence towards the research and development culture of scientific communities in Japan. After the Fukushima accident, thorough accident reviews were completed by independent committees, namely, Tokyo Electric Power Company (TEPCO), the Japanese government, the Diet of Japan, the Rebuild Japan Initiative Foundation, and the Nuclear and Industrial Safety Agency. Reactor physics and thermal-hydraulics divisions of Atomic Energy Society of Japan (AESJ) also issued the roadmaps after the accident. As a result, lessons learned from the accident were made clear, and a number of new research activities were initiated. The present paper reviews ongoing nuclear engineering research activities in Japanese institutes, universities, and corporations, focusing on the areas in reactor physics and thermal-hydraulics since the Fukushima accident to the present date.     

压水堆核电站堆芯集中参数模型的微机仿真

阐述了PWR核电站堆芯的模型化问题,提适用于微机仿真的核电站堆芯的物理数学模型,将核电站堆芯分为三大块分别建立模型,中子动力学模块,反应性反馈模块,堆芯热力学模块,建立系统传递函数,运用MATLA仿真,得到良好结果。     

Development of a 1200 fine group nuclear data library for advanced nuclear systems

Accurate and reliable nuclear data libraries are essential for calculation and design of advanced nuclear systems.A 1200 fine group nuclear data library Hybrid Evaluated Nuclear Data Library/Fine Group (HENDL/FG) with neutrons of up to 150 MeV has been developed to improve the accuracy of neutronics calculations and analysis.Corrections of Doppler,resonance self-shielding,and thermal upscatter effects were done for HENDL/FG.Shielding and critical safety benchmarks were performed to test the accuracy and reliability of the library.The discrepancy between calculated and measured nuclear parameters fell into a reasonable range.     

基于OpenMC的多群截面库制作及有效性验证

OpenMC是麻省理工大学计算反应堆物理组开发的开源蒙特卡罗程序,能够方便地制作适用于特定堆芯中子能谱分布的多群反应截面及高阶勒让德散射截面以用于离散坐标输运程序ANISN的计算。本文基于ENDF/B-Ⅶ.1和CENDL-3.1评价数据库,利用OpenMC计算制作了ANSIN格式的多群截面并通过基准题的计算验证计算结果的准确性。通过截面转换程序的编写,将OpenMC给出的堆芯各阶勒让德散射分量,堆芯中子能谱分布,散射、吸收反应率以及裂变中子产生速率等信息转换为ANISN程序可读取的截面库格式。采用制作的截面库利用ANINS计算有效中子增殖因子及堆芯中子通量分布。结果表明,ANISN确定论的计算结果与OpenMC给出的蒙特卡罗计算结果相吻合,验证了这种方法可有效地为ANISN提供截面数据,将来可推广应用于二维、三维确定论中子输运计算。     

核谱数据的一种无损压缩方法

针对核物理研究中多道谱数据的特点,提出了一种可用于无损压缩的变换关系,成功地实现了其中的一种算法,获得了０．５至０．２５的压缩比,所得数据还可方便地用哈夫曼等基于概率的压缩方法进行二次压缩。     

基于WIMS格式多群核数据制作过程的优化分析

基于最新释放的ENDF/B-VII.1核评价库,采用核数据加工处理程序NJOY-99制作基于WIMS格式的多群数据库,针对轻水堆(Light Water Reactor,LWR)基本燃料栅元均匀化计算基准题,以235U、238U核素为主要分析对象,对比研究了NJOY程序输入模块参数的选择对截面库制作加工时间、积分量ΔKeff及灵敏度的影响,得到优化的输入参数选择方案。基准例题验证结果表明:所制作的多群数据库是正确的,Keff计算精度较高,可为压水堆燃料组件均匀化计算提供数据基础。     

A two-dimensional thermohydraulic calculation on the core of pressurized water reactor

Nuclear Research and Nuclear Power Institute, Bulgarian Academy of Sciences. Translated from Atomnaya Énergiya, Vol. 73, No. 5, pp. 397–400, November, 1992.     

智能化反应堆物理启动装置的数据采集板的设计

介绍了智能化反应堆启动装置的关键组成部分数据采集板的研制。重点是以μPSD3234A为核心器件的硬件设计,以及以USB通讯接口为核心的固件设计。     

核医学数据获取动态存储器的设计

介绍了核医学图像数据获取的基本方法和与计算机的接口,重点介绍接口中数据获取动态存储器的设计,给出了硬件电路和设计原理。