中子核截面在线多普勒展宽方法研究

由中子截面多普勒展宽带来的反应性温度效应对反应堆中子学计算结果具有重要影响。基于自由气体模型和对靶核速度随机抽样的在线多普勒展宽方法,可使用0 K温度下的中子截面对给定温度的问题进行蒙特卡罗计算,摆脱对专用多普勒展宽程序的依赖。本文通过对在线多普勒展宽方法的程序实现,针对典型算例进行了验证和分析,证明了该方法能处理反应性温度效应,并对其适用性和未来发展前景进行了评价。     

核数据处理程序NECP-Atlas的开发与验证

本文开发了自主化的核数据处理程序NECP-Atlas,该程序将不同的核数据处理功能封装为不同的程序模块,可将评价核数据经过共振重构及线性化、多普勒展宽计算、不可分辨共振区处理、热中子散射计算、多群截面计算等过程,处理为WIMS-D/E格式多群数据库。采用WLUP（WIMSD library update project）基准题、国际临界安全基准题ICSBEP（international criticality safety benchmark evaluation project）等对NECP-Atlas加工产生的核数据进行验证,结果显示NECP-Atlas和NJOY-2016程序精度相当。     

基于分段高斯积分的在线多温度核截面生成方法研究

反应堆运行过程中温度不断变化,在模拟中常采用在线多普勒展宽方法生成各种温度下的中子核截面。已有的在线截面生成方法中,SIGMA1方法精度较高,但由于其使用了误差函数及泰勒级数展开方法,截面的生成效率偏低。本文基于FDS团队自主研发的超级蒙特卡罗核模拟软件系统SuperMC,针对不同能段截面的特点,发展了基于分段高斯积分的在线多温度核截面生成方法,在多普勒展宽共振峰较密集的区域使用高斯-厄米特积分方法,在低能区域使用高斯-勒让德积分方法,在保证核截面精度的同时提高了截面生成效率。通过典型核素截面的对比以及临界安全基准例题与多普勒反应性系数基准例题的测试,本文方法与SIGMA1方法相比平均计算效率提高5倍以上,且展宽温度越高,效率提升越明显。证明了该方法能够快速并准确地生成各种温度下的中子核截面,可用于反应堆多物理耦合计算。     

复概率积分法计算B-W共振参数的多普勒展宽截面

介绍了应用复概率积分法计算单能级和多能级Breit-Winger共振参数多普勒展宽截面的方法及程序,与其他数值方法比较,复概率积分法能够快速有效地得到令人满意的结果。     

复概率积分法计算B-W共振参数的多普勒展宽截面

介绍了应用复概率积分法计算单能级和多能级Breit-Winger共振参数多普勒展宽截面的方法及程序,与其他数值方法比较,复概率积分法能够快速有效地得到令人满意的结果。     

热管冷却反应堆核热力耦合研究

热管冷却反应堆（简称“热管堆”）高温运行下的结构热膨胀效应会显著影响反应堆的传热和中子物理输运过程。本文提出了一种考虑固体堆芯显著膨胀的几何更新和反应性反馈方法,并构建了基于动态几何的中子物理/热工/力学3场核热力耦合分析程序。在核热力耦合中主要考虑温度引起微观截面的变化、材料密度的变化以及热膨胀引起堆芯尺寸的变化。基于提出的核热力耦合方法,对MegaPower热管堆进行了核热力耦合分析,分析了不同松弛因子下,堆芯功率分布和径向功率因子的收敛性。核热力计算表明,热膨胀造成堆芯边通道的中子泄漏增加,从而产生负反应性反馈;同时,边通道中子泄漏增加加剧了功率分布的不均匀性,传热恶化,考虑核热力耦合后,径向功率因子从非耦合情形的1.20提升到1.23,燃料峰值温度增加11 K。      

用多普勒展宽技术估测非晶合金的动量分布与费米能

若干作者已用角关联方法研究了晶态与非晶态合金的角关联曲线,发现差异甚小。本文尝试将Doppler展宽技术用于非晶电子结构研究,估测了Fe_(78)Si_5B_(17)和Fe_(76)Si_(15)B_9两组非晶合金及其晶化处理样品的动量分布和费米能。非晶材料由单辊急冷制成,探测器为锗探测器。实测的γ谱必须去除探测器的影响还原为本征谱,去卷积用迭代分解法,其分辨函数用~(85)Sr的514     

用符合多普勒展宽谱(CDB)研究不锈钢中氢与缺陷的相互作用

采用正电子湮没寿命谱(PALS)和符合多普勒展宽谱(CDB)等方法研究了AISI 304不锈钢中氢与缺陷的相互作用.PALS实验结果表明:氢致缺陷尺寸随充氢电流密度的增大而变大,缺陷数量随充氢电流密度的增大而增多.进一步地,通过比较CDB实验的商谱曲线,发现在电解充氢后,高动量区出现了明显的峰,且峰位不随充氢条件改变;这表明氢可能会与空位发生相互作用,氢进入样品内部以后,可以作为聚集空位的核心而形成空位团,即形成氢与缺陷的复合体,导致缺陷化学环境的变化.     

基于随机抽样的在线多普勒展宽研究

介绍了一种基于随机抽样的考虑靶核热运动的在线多普勒展宽方法,在每一个碰撞点精确展宽截面。该方法只读入零开式温度下的截面数据,不需要考虑模型材料中的温度分布,从而摆脱对专用截面加工程序的依赖。本文首先实现了基于随机抽样的多普勒展宽模块,在微观上对该算法进行验证,随后结合自主堆用蒙特卡罗程序(RMC),实现了RMC的在线多普勒展宽功能,在宏观上对该算法进行验证,证明该方法能处理核截面的温度效应。     

正电子湮没多普勒展宽数据的稳定和修正

本文介绍了在正电子湮没多普勒展宽测量中如何利用参考谱线去稳定和修正正电子湮没谱线的线型参数。     

快堆多群数据库处理程序MGGC1.0的开发和验证

为产生高精度的快堆截面数据,基于一致性N阶的勒让德函数（P_N）近似方法与临界曲率搜索方法,开发了快堆多群截面处理程序MGGC1.0,并进行了多方面基准验证。通过对均匀混合介质的宏观截面验证表明,中子产生截面的相对偏差均小于0.1%,裂变能谱的相对偏差均小于0.25%,总截面由于修正方式不同导致偏差稍大,但绝大多数能群的相对偏差都在0.5%以内。在临界基准实验中与蒙特卡罗程序RMC采用连续点截面的计算结果相比,78%的基准题的偏差都在100 pcm（1 pcm=10-5）以内,表明MGGC1.0处理截面的精度较好。在此基础上,采用钠冷快堆基准题BN-600进行计算,与基准题参考计算结果相比,输运与扩散2种方法计算所得有效增殖因子的相对偏差分别为0.112%和0.09%,燃料多普勒系数和燃料密度系数的相对偏差分别为1.49%和1.37%,而结构材料钢的多普勒系数与密度系数的相对偏差稍大,分别为18.75%和24.31%,初步分析,偏差较大的原因与窄共振近似的处理方法有关。对于区域的功率分布,基于局部能量沉积模型计算得出的区域功率分布分数与基准参考解的偏差在0.3%之内,符合较好。      

堆芯核设计程序CYCAS少群截面模型开发

少群截面模型为堆芯三维扩散计算提供实时的节块均匀少群截面,是堆芯计算程序的关键模型之一。CYCAS程序是上海核工程研究设计院最新开发的堆芯三维核设计程序。本文在详细解析影响节块截面的各种因素的基础上,提出应用于CYCAS程序的少群截面的模型。该模型采用能谱修正方法处理由于能谱变化所引入的二次效应,采用微观燃耗修正方法处理燃耗历史效应。单组件和AP1000核电厂的数值验证计算表明,该模型具有很高的计算精度。     

池式快堆系统分析软件稳态功能开发

针对目前我国快堆系统分析软件主要采用国外引进方式而导致难以掌握核心物理模型的现状,以中国实验快堆(CEFR)为研究和建模对象,基于中子动力学模型、堆芯及其热钠池模型、中间热交换器模型、一回路和中间回路热量传输系统模型、三回路模型等,自主开发了基于CompaqVisualFortran(CVF)的适用于稳态计算的池式快堆系统分析软件SAC-CFR。通过与中国实验快堆安全分析报告中数据进行对比,验证了所开发模型的精度,为下一步瞬态模型的开发及控制和保护系统的开发做准备。     

核反应堆物理确定论计算程序系统NECP软件包的研发与应用

NECP软件包是西安交通大学反应堆物理团队开发的确定论核反应堆物理计算程序系统,软件包包括自主化的NECP-Atlas、Bamboo、X和SARAX程序。NECP软件包经过了大量的验证与确认。数值结果表明,NECP软件包精度高,可满足不同反应堆物理计算需求,具有高度的通用性并实现了对压水堆的高保真建模和计算。目前程序已应用于我国大型压水堆项目、示范快堆项目等重点工程。应用结果表明,NECP软件包已达到甚至优于国际先进核设计程序水平,对我国核电软件自主化和核设计能力提升具有重要的意义。     

钠冷快堆系统分析程序FR-Sdaso衰变热计算模型开发与验证

反应堆停堆后的余热导出是反应堆的重要安全功能之一,停堆初期余热由裂变功率和衰变热构成,停堆后期余热主要取决于衰变热。本文开发了应用于钠冷快堆系统分析程序FR-Sdaso的衰变热计算模型,该模型可考虑裂变功率和功率历史的影响。通过与ANSI/ANS-5.1-2005标准和SAS4A/SASYS-1程序对比进行了模型验证。FR-Sdaso程序的计算结果与ANSI/ANS-5.1-2005标准的最大相对偏差约为0.1%,与SAS4A/SASYS-1的最大相对偏差在10-8量级,初步证明了所开发模型的正确性。最后,基于中国实验快堆的设计数据,分析了紧急停堆过程中裂变功率对衰变热的影响,结果表明,忽略裂变功率的影响导致衰变热的最大相对偏差约-7%,出现在停堆初期。因此,计算停堆初期衰变热时应考虑裂变功率的影响。     

数值反应堆堆芯通道级三维热工水力程序CorTAF开发及初步验证

堆芯是核动力系统的核心部件,其完整性是反应堆安全运行的重要前提。传统核反应堆堆芯热工水力分析方法无法满足未来先进核动力系统的高精度模拟需求。本文依托开源CFD平台OpenFOAM,针对压水堆堆芯棒束结构特点建立了冷却剂流动换热模型、燃料棒导热模型和耦合换热模型,开发了一套基于有限体积法的压水堆全堆芯通道级热工水力特性分析程序CorTAF。选取GE3×3、Weiss和PNL2×6燃料组件流动换热实验开展模型验证,计算结果与实验数据基本符合,表明该程序适用于棒束燃料组件内冷却剂流动换热特性预测。本工作对压水堆堆芯安全分析工具开发具有参考和借鉴意义。     

ATHLET程序的钠冷快堆应用扩展及其验证

系统分析程序是对钠冷快堆的冷却剂回路系统进行全局模拟、瞬态及事故安全分析的重要工具。本工作对德国核设施与反应堆安全机构（GRS）开发的轻水堆最佳估算系统程序ATHLET进行修改,增加了钠的物性公式和传热关系式,将其适用范围扩展到钠冷快堆。为验证修改过的ATHLET程序,对法国凤凰（Phenix）反应堆系统建模,并对其自然对流实验进行模拟,将计算结果与实验数据进行比较。结果显示,ATHLET程序的钠冷快堆应用扩展具有良好的适用性。     

板型燃料元件反应堆瞬态热工水力分析程序的开发与验证

针对核动力系统瞬态分析的需求,建立板型燃料反应堆的热工水力数学物理模型,开发了具有自主知识产权的核动力系统瞬态热工水力分析程序SYSTRAN,并采用中国先进研究堆（CARR堆）的设计工况和国际原子能机构（IAEA）基准题的堵流瞬态数据对程序进行了验证。计算结果表明,堆芯流量分配、出口温度等关键参数与验证数据吻合良好,初步证明了本程序适用于板型燃料反应堆系统瞬态热工水力分析。      

热管冷却双模式空间堆堆芯稳态热工水力分析程序开发

为研究热管冷却双模式空间堆(HP-BSNR)堆芯稳态热工水力安全特性,基于改进后的双模式反应堆初步概念设计方案建立了其堆芯热工水力模型,包括推进模式和电源模式下的燃料元件单通道模型、换热模型、压降计算模型以及热管模型等,开发了堆芯稳态热工水力分析程序STHA_HPBSNR。采用文献的实验数据以及程序ELM的计算结果与程序STHA_HPBSNR的氢气物性计算模块和热力学参数计算模块进行对比,初步验证了程序STHA_HPBSNR用于双模式空间堆系统热力学稳态计算分析的可靠性。此外分析了不同换热关系式和摩擦阻力关系式对通道壁面温度的影响,为后续将STHA_HPBSNR程序应用于双模式空间堆堆芯瞬态安全分析奠定了基础。