燃料组件内精细功率重构方法研究

为提高堆芯工程设计软件的计算精度,本文提出一种精细功率重构方法,即利用节块法求解所获得的横向积分中子通量分布作为逼近条件,采用权重系数法获得组件功率分布的两群17项多项式展开,并基于BW和IAEA2D基准题与13项和21项多项式展开法进行比较。数值计算结果表明,提出的17项多项式展开法相比传统的13项多项式展开法具有更高的计算精度,且计算精度接近21项多项式展开法。     

堆芯功率分布重构的两种空间统计性算法

本工作提出两种基于空间统计性理论的堆芯功率分布重构算法：普通克里金方法是一种基于空间自协方差的最优插值法;卡尔曼滤波方法是一种有效结合理论计算与测量数据的数据同化方法。应用秦山第二核电厂3号机组和大亚湾核电站1号机组的测量数据对上述两种方法的功率分布重构精度进行了验证,并与耦合系数法（CECOR）的重构精度进行了比较。结果表明,两种方法的重构误差均满足工程要求,且重构精度优于耦合系数法。     

考虑角点不连续因子的精细功率重构及验证

在采用调制法进行组件精细功率重构时,由于改进的格林函数节块法程序引入了组件不连续因子,导致重构时角点中子通量不连续,需引入角点不连续因子进行修正保证其连续性。文中利用改进格林函数节块法程序堆芯扩散计算的结果,采用高阶多项式展开的调制法来进行组件内的精细功率重构,探讨了角点不连续因子在精细功率重构中的重要作用。并通过秦山二期实际堆芯的两种工况对其进行了验证,与SIMULATE-3的计算结果对比表明:考虑角点不连续因子的精细功率重构具有较高的计算精度,能够满足工程计算的要求。     

船用反应堆堆芯精细功率重构计算

针对现有船用反应堆安全分析仿真软件不能计算堆芯精细功率分布这一缺陷,开展了堆芯径向和轴向精细功率分布重构计算和分析。采用三次样条插值法对轴向精细功率进行重构计算,采用双线性和双三次插值法对径向精细功率进行重构计算,并与采用细网差分的专业物理程序的计算结果进行比较。结果表明,本工作精细功率重构计算简单、可靠,有较高的精度,对船用反应堆安全运行分析和监督管理具有重要的参考价值。     

基于贝叶斯推断的堆芯功率分布重构

基于贝叶斯推断理论,实现了一种有效融合堆内中子探测器实际测量值与中子学理论计算值两类信息的堆芯功率分布重构方法。应用大亚湾核电站1号机组的测量数据对贝叶斯推断方法的功率分布重构精度进行了验证,并将贝叶斯推断方法与卡尔曼滤波方法以及耦合系数法进行了精度对比。验证结果显示,贝叶斯推断方法在整个循环寿期内的均方根误差、最大相对误差、功率峰重构误差分别不大于0.31%、1.64%和0.07%,且重构精度优于卡尔曼滤波方法以及耦合系数法。重构精度以及计算速度表明贝叶斯推断方法有潜力被应用于功率分布在线监测系统。      

基于BP神经网络的堆芯三维功率重构方法研究

堆芯功率分布包含了堆芯内的大量信息,由于在反应堆运行过程中无法直接测量堆芯内所有位置的功率,因此需通过其他方法得到堆芯三维功率分布的情况。本文以秦山一期工程为对象,利用堆外中子探测器在不同棒位和不同功率下的计数及BP神经网络对堆芯三维功率分布进行重构计算,并利用REMARK程序对该计算结果进行验证。结果表明,该功率重构方法能在反应堆运行的50%～100%功率范围内,较好地呈现堆芯三维功率分布。     

空间气冷堆堆芯初步物理特性分析

为满足未来空间探测活动的大功率用电及轻质量载荷需求,以美国、俄罗斯空间气冷反应堆方案为基础,提出一个亚MW级空间气冷堆堆芯初步设计方案,并使用蒙特卡罗程序对该方案进行堆芯物理计算与分析,给出几种典型工况下的堆芯反应性以及中子分布特征。计算结果表明,该设计方案可满足反应堆的安全性要求,能实现紧急停堆,并可保证在堆芯被水淹没等设计基准事故条件下维持反应堆次临界,确保反应堆安全。此外,通过在堆芯局部燃料棒中添加热中子吸收材料,对堆芯径向功率分布进行优化,以展平径向功率分布。     

空间气冷堆堆芯初步物理特性分析

为满足未来空间探测活动的大功率用电及轻质量载荷需求,以美国、俄罗斯空间气冷反应堆方案为基础,提出一个亚MW级空间气冷堆堆芯初步设计方案,并使用蒙特卡罗程序对该方案进行堆芯物理计算与分析,给出几种典型工况下的堆芯反应性以及中子分布特征。计算结果表明,该设计方案可满足反应堆的安全性要求,能实现紧急停堆,并可保证在堆芯被水淹没等设计基准事故条件下维持反应堆次临界,确保反应堆安全。此外,通过在堆芯局部燃料棒中添加热中子吸收材料,对堆芯径向功率分布进行优化,以展平径向功率分布。     

组件通量精细分布重构方法的有效性

在计算效率上，节块法加组件精细分布重构方法很有吸引力；而另一方面，采用不在子理论能使爱量精细分布更合理、更准确。本文通过直接用多项式展开方法来拟合细网扩散差分方程得出的组件通量分布，验证基于多项式展开的节块法组件精细分布重构方法的有效性和适应性。通过验算发现，在常规扩散方程的意义下，精细分布重构方法的精度在重要燃普组人可满足工程需要；但采用不连续因子修正扩散方程后，堆芯外围的组件以及相邻组件参数变     

基于谐波展开法的压水堆堆芯功率分布在线监测

采用谐波展开法进行堆芯三维功率分布的在线监测,将堆芯三维功率分布用中子扩散方程的谐波进行展开,并利用堆内探测器读数信息进行展开系数的求解;采用非线性半解析节块法结合Krylov子空间法进行全堆芯谐波的求解,其计算时间约为采用细网差分法结合Krylov子空间法求解的1/100。基于谐波展开法理论开发堆芯三维堆芯功率分布在线监测系统NECP-ONION,采用国内典型压水堆电厂实测数据对该系统进行验证。结果表明,组件平均功率的在线监测系统重构值与电厂测量值之间均方根误差小于2%,基于谐波展开法开发的在线监测系统具有很高的计算精度。     

HTR-ESS的堆芯物理仿真方法研究

为满足高温气冷堆工程模拟仿真系统（HTR-ESS）中实时的要求,研究开发了三维圆柱几何堆芯多群中子时空动力学改进准静态方法模拟计算程序,使中子动力学程序满足模拟过程的实时要求。模型利用拟合公式计算宏观截面,使截面可实时反映堆芯状态,与堆芯热工形成反馈。针对高温气冷堆中控制棒的特点,提出使用等效吸收体的方法对控制棒进行等效,等效方法避免了在计算中出现控制棒移动与网格不匹配的问题。最后给出动态过程的简单模拟结果,显示了建立的堆芯物理实时计算模型满足设计条件和要求。     

Investigation of intranodal depletion effects

The modeling of depletion induced intranodal effects on important neutron physical parameters in nodal diffusion theory is addressed. Consideration is given to two situations where these aspects are of particular interest, namely, in mixed oxide cores where strong interaction between uranium and plutonium mixed oxide assemblies occur, and in boiling water reactor cores where significant control rod history effects are encountered. A model based on a low order polynomial representation of intranodal cross-section spatial behaviour is considered. Two approaches for determining the constraints for the polynomial fitting procedure are applied. The first one is a conventional method employing intranodal exposure values, whereas the second model combines intranodal exposure and isotopic inventory information. Numerical studies are performed in order to evaluate the relative merits of the different models. It is demonstrated that pin power predictions are significantly influenced by intranodal effects. It is also found that the combined use of intranodal isotopic inventory and exposure distributions for estimating intranodal cross-section behaviour significantly improves the accuracy in pin powers over the more traditional approach of utilizing exposure distributions only.     

压水堆燃料组件轴向格架的中子学影响研究

基于先进压水堆燃料管理软件Bamboo-C,分别提出了轴向格架非均匀建模方法和均匀建模方法。采用轴向格架的2种不同建模方法,对福清核电厂M310堆型的燃料组件进行建模分析,通过与堆芯实测数据进行对比,检验2种不同建模方法对临界硼浓度、轴向功率分布及轴向功率偏移的影响。数值结果表明,压水堆燃料组件轴向非均匀建模方法能够显著提高堆芯关键物理参数的计算精度。      

输运方法求解堆芯均匀化问题

研究不连续因子在输运方法求解堆芯均匀化问题中的应用。选用的计算方法为二维离散纵标法(SN),重点讨论了普通燃料组件和强吸收的控制棒组件的均匀化处理。将不连续因子引入SN方法中、给出了两种不连续因子的求解方法以及修正控制棒组件均匀化吸收截面的修正因子。通过两个典型例题的计算显示改进效果。     

启明星Ⅱ快中子能谱区裂变率分布研究

使用MCNP程序对启明星Ⅱ进行了裂变率分布的详细计算分析。根据理论计算的分布规律,优化了实验测量裂变率分布方案,合理布局了探测器位置。用固体核径迹探测器开展了启明星Ⅱ快中子能谱区裂变率分布的实验测量研究,确定了快中子能谱区的裂变率分布。测量结果显示：快中子能谱区裂变率分布与理论计算结果基本符合。测量结果对ADS次临界反应堆确定堆芯裂变功率提供了数据参考。     

环形燃料反应堆通量密度分布测量

相对中子通量密度分布是反应堆的重要物理参数之一,测量环形燃料零功率反应堆堆芯相对中子通量密度分布对了解环形燃料堆芯反应堆物理特性及开展安全分析具有指导意义。本文在环形燃料堆芯多边形装载下,采用箔活化法对辐照后燃料元件外表面不同位置金箔的γ活度进行测量,得到不同位置燃料元件轴向、径向的相对中子通量密度分布,并将测量值与蒙特卡罗理论计算值进行比对。结果表明：实验测量值与理论计算值最大相对偏差在12%以内,相对中子通量密度分布测量结果符合实验设计预期,现有蒙特卡罗分析手段可较好地分析堆内元件轴向通量密度分布情况。本文结果可为环形燃料的工程化应用提供重要的数据支撑。     

Transient tests on blower trip and rod removal at the HTR-10

Safety demonstration tests on the 10 MW high temperature gas-cooled reactor test module (HTR-10) were conducted to verify the inherent safety features of MHTGRs and to obtain the core and primary cooling system transient data for validation of safety analysis codes.Two simulated anticipated transients without scram (ATWS) tests, lose of forced cooling by trip of the helium blower and reactivity insertion via control rod withdrawal were performed. This paper describes the tests with detailed test method, condition and results.Calculated results show that the strongly negative temperature coefficient causes reactor power to closely follow heat removal levels. Maximum fuel temperature changes are limited by the large core heat capacity to below 1230 °C during two tests.The test of tripping the helium circulator ATWS test was conducted on October 15, 2003. Although none of 10 control rods was moved, the reactor power immediately decreased due to the negative temperature coefficient. After about 50 min, the reactor became criticality again. Finally, the reactor power went to a stable level with about 200 kW.The test of reactivity insertion ATWS test was conducted two times. Following the control rod withdrawal, the reactor power increased rapidly, the maximum power level reached to 5037 and 7230 kW from the initial power of 3000 kW in accordance with reactivity insertion of $ 0.136 and 0.689, respectively. After the reactivity introduced was compensated by means of the strong negative reactivity feedback effect, the reactor went to subcritical and the power decreased.     

200MW低温供热堆组件群参数计算方法的比较

介绍了200MW低温供热堆组件中子学计算中使用的两种程序方法:1)输运理论SN方法;2)穿透几率方法.做了两种方法特点的分析比较,并做了例题的校算.通过对理论模型和处理方法的分析,以及实例结果的比较,两种方法各有特点,都适于低温供热堆组件中子学计算,提供较好的群常数和组件内功率分布.     

Bias factor method using random sampling technique

Toward the practical use of the bias factor method for actual light water reactor core analyses, the bias factor method using the random sampling technique is newly proposed. The bias factor method is one of the correction methods using information of E/C values in existing measurable systems, to reduce biases and uncertainties of predicted core characteristics parameters. By the aid of the random sampling technique, our proposed bias factor method can be carried out using only forward calculations without any adjoint calculations, and can easily take into account burnup and thermal-hydraulic feedback effects, which are difficult points in the practical application to actual core analyses. Although the statistical error due to the random sampling technique is inevitable in the proposed method, the statistical error can be simply quantified by the resampling technique such as the bootstrap method. As one of the feasibility studies, effectiveness of the proposed method is verified through a numerical experiment which virtually simulates a typical equilibrium pressurized water reactor core. In this verification problem, it is clarified that E/C values of control rod worth at the beginning of cycle under the hot zero power condition are useful information to reduce biases and uncertainties of predicted assembly-wise power distributions during operation of hot full power.