基于离散纵标输运计算方法的三维燃耗程序发展研究

为了精确描述和分析具有强烈各向异性中子注量率空间分布的反应堆燃耗过程,本文实现了三维SN 输运计算与燃耗计算的耦合,发展了相应的三维输运燃耗耦合计算程序.该程序系统采用接口程序自动耦合三维SN输运计算程序和同位素燃耗计算程序的方法实现对三维中子学计算模型的精细燃耗计算,获得燃料同位素成分、燃耗反应性、中子注量率空间分布等参数随燃耗时间的变化量.采用IAEA 基准校核例题对程序系统进行了校核,计算结果初步证明了所开发的三维燃耗程序系统的正确性.     

基于蒙特卡罗方法与指数欧拉法耦合的反应堆三维燃耗计算程序的研发

燃耗计算在反应堆设计、分析研究中起着重要作用.一维、二维耦合燃耗程序因其几何限制难以满足先进反应堆精细设计分析的要求.本文研发了基于蒙特卡罗方法与指数欧拉法耦合的三维燃耗程序.程序采用编写耦合MCNP与FISPACT的接口程序的方法,结合了MCNP处理复杂几何能力强,FISPACT计算核素全面、能谱多样的特点,实现了考...     

三维离散纵标方法在RPV快中子注量率计算中的初步应用

离散纵标(又称SN)方法是反应堆压力容器快中子注量率计算中最常用的方法之一.计算机的飞速发展和三维离散纵标方法的不断完善,使得三维离散纵标法应用于工程设计成为可能.本文以某压水堆为研究对象,采用基于三维全堆芯中子学程序SCIENCE的计算结果,使用三维离散纵标方法程序计算了压力容器内表面快中子注量率三维分布,并分别与采...     

三维离散纵标方法在反应堆精细屏蔽计算中的应用研究

随着计算能力的发展,三维离散纵标方法(SN)已逐渐为反应堆辐射屏蔽计算的主流方法之一。本文就三维SN方法应用于反应堆的精细化屏蔽建模与分析的关键问题进行了研究,主要包括精细化几何建模、堆芯固定源模型的创建和数据库截面参数敏感性分析等内容。在此基础上,本文以典型的压水反应堆为对象,构建了精细的三维SN计算分析模型,以压力容器快中子注量率为算例,完整实现了反应堆的精细化三维SN建模与分析,并将三维SN结果和蒙特卡罗方法的计算结果进行了比较分析。对比结果表明,精细化三维SN方法具有较高的计算精度,验证了三维SN方法在反应堆精细屏蔽计算问题中的有效性和正确性。     

基于离散纵标法与蒙特卡罗方法的三维耦合程序开发

辐射屏蔽设计是核装置工程设计的核心内容之一。单一的离散纵标法(比如SN)或蒙特卡罗方法(MC)在大型核装置屏蔽计算分析方面均存在一定限制。为了满足大型复杂核装置精确辐射屏蔽计算要求,本文实现了三维SN-MC耦合方法,并发展了相应的三维耦合程序系统。该程序结合了SN方法解决深穿透问题的优势和MC方法模拟复杂几何的长处,克服两种方法的缺点,为保证屏蔽系统优化设计的质量提供有力的技术支持。采用接口程序和MC自定义源抽样程序将SN计算得到的粒子角注量率转换为MC计算所需的源粒子信息,为下一步MC计算提供源项,实现三维SN-MC耦合输运计算。采用MC、SN、SN-MC耦合三种方法对直角坐标系和圆柱坐标系下的测试例题进行了计算比较分析。计算结果吻合良好,初步证明了所开发的三维SN-MC耦合程序的正确性。     

离散纵标屏蔽计算空间自适应方法研究

离散纵标法是目前国际上通用的核装置辐射屏蔽计算的主要方法之一。空间变量离散误差对离散纵标屏蔽计算的精度至关重要。实际屏蔽计算中存在较强的非均匀性,传统的空间离散方法不能高效地在全局达到较高精度。本文采用线性间断有限元方法进行空间离散,由基于两网格的误差估计和基于残差的误差估计驱动空间网格自适应细化;基于树状结构的六面体网格,对传统的输运扫描进行改进,在粗-细网映射中保持零阶、一阶空间矩守恒。数值结果表明：线性间断有限元方法具有较好的射线传递特性和空间收敛性;自适应算法能较好地对通量密度间断、通量密度梯度大、光学厚度大的区域进行网格细化。在达到相同计算精度时,自适应方法所需的网格数较均匀细分的方法减少约1个数量级,能有效提高屏蔽计算效率。     

三维离散纵标-蒙特卡罗耦合系统TDOMINO开发与验证

基于离散纵标和蒙特卡罗方法开发了三维离散纵标 蒙特卡罗耦合系统TDOMINO,其耦合形式灵活,可根据需要选择不同坐标系下的耦合方式进行计算分析。利用美国橡树岭国家实验室提供的HBR-2基准题,采用TDOMINO分别建立了直角坐标系和圆柱坐标系下的耦合模型进行验证计算,给出了反应堆辐照监督管处6种典型核素比活度的计算结果,与基准报告中提供的实验测量值和DORT、MCNP、TORT等程序计算结果相比,TDOMINO具有较好的计算精度,可用于解决复杂屏蔽计算问题。     

三维离散纵标-蒙特卡罗耦合方法在快中子注量率计算中的应用

采用三维离散纵标-蒙特卡罗耦合方法(SN-MC耦合方法)对压水堆压力容器的快中子注量率进行计算分析,并与离散纵标方法(SN方法)、蒙特卡罗方法(MC方法)的计算结果以及测量值进行比较。结果表明,SN-MC耦合方法的计算结果和测量值相比偏差在20%以内,满足美国核管会(NRC)法规导则RG1.19对快中子注量率计算方法偏差的要求;当SN-MC耦合方法和MC方法达到相同计数误差水平时,其计算速度比MC方法快2~10倍。     

角度自适应离散纵标输运计算方法

精确的屏蔽计算方法是核装置辐射屏蔽设计的重要基础,离散纵标法(SN)是主要的屏蔽计算方法之一。本文基于价值理论的目标导向与角度自适应相结合的方法,有效地减弱了角度的离散误差。求解输运共轭方程获得目标函数的重要性分布,采用局部角度离散误差与目标函数的重要性加权,产生后验误差估计,为角度自适应过程提供判断依据。角通量密度的映射采用多项式权重法和球谐函数拟合法。数值结果表明,对于具有直孔道或曲折孔道的屏蔽问题,在相同精度下离散角度数减少了1～2个数量级,极大地减少了计算量。角度自适应方法以较少的离散方向获得了准确的计算结果,有效地减弱了角度离散误差对屏蔽计算精度的影响。     

三维平几何各向异性散射问题的节块离散纵标输运计算

本文给出了三维（ｘ、ｙ、ｚ）几何各向异性散射问题的节块离散纵标输运计算模型，并研制了相应软件ＮＯＴＲＡＮ／３Ｄ，得到了满意的计算结果。     

一维特征线法中子输运程序开发及验证

为探讨两维/一维综合法堆芯分析方法,本文基于特征线法研制了一维中子输运程序--PEACH-1D.不同于通常的平源近似特征线方法,PEACH-1D可对子区的中子源项作线性近似;程序运用指数函数插值表和渐近源外推技术来加速计算过程.相关数值结果表明,PEACH-1D具有很高的计算精度和效率,线性源近似的特征线法具备处理较粗网格的能力,值得推广.     

三维中子-光子离散纵标输运程序CTDOS开发与验证

基于离散纵标方法开发了三维输运屏蔽程序CTDOS测试版。该程序可实现三维几何系统内中子-光子输运过程k_eff和固定源计算问题的求解。采用CTDOS程序对Takeda基准题第一模型、Kobayashi基准题第一模型进行了计算,k_eff计算结果与基准题及TORT计算结果的最大误差小于0.04%,群通量密度计算结果与基准题及TORT计算结果的平均误差约为3%。结果初步证明：CTDOS开发过程及功能是正确的,计算精度较高。     

High burn-up operation and MOX burning in LWR; Effects of burn-up and extended cooling period of spent fuel on vitrification and disposal

Looking ahead to final disposal of high-level radioactive waste arising from further utilization of nuclear energy, the effects of high burn-up of light-water reactors (LWR) with UO₂ and MOX fuel and extended cooling period of spent fuel on waste management and disposal were discussed. It was assumed that the waste loading of waste glass is restricted by three factors: heat generation rate, MoO₃ content, and platinum group metal content. As a result of evaluation for effects of extended cooling period, the waste loading of waste glass from both UO₂ and MOX spent fuel could be increased in the current vitrification technology. For the storage of waste glass from MOX spent fuel with higher waste loading, however, those waste glass require long storage period prior to geological disposal because decay heat of ²⁴¹Am contributes significantly. Therefore, the evaluation of effects of Am separation on the storage period was performed. Furthermore, heat transfer calculation was carried out in order to evaluate the temperature of buffer material in a geological repository. The results showed, 70 to 90% of Am separation is sufficiently effective in terms of thermal feasibility of a repository.     

高燃耗对乏燃料贮存和运输的影响研究

本文对高燃耗对乏燃料包壳结构完整性的影响进行了分析。探讨了影响包壳结构完整性的重要温度限值,即燃料包壳温度限值、包壳溶解温度以及韧脆转变温度(DBTT)。给出了分析包壳结构完整性的方法,对拟在干式贮存设施内贮存超过20年的容器性能及贮存后运输时乏燃料组件的结构完整性进行了分析,并给出了相关建议。     

R-Z几何离散纵坐标程序的开发及验证

基于离散纵坐标方法,开发了R-Z几何下、可考虑高阶各向异性散射的稳态和瞬态中子输运计算程序PINE.在求解中子时空-动力学方程时,采用全隐向后差分格式离散时间导数项,并通过重新定义截面使它与稳态方程具有相同的形式,从而可采用与稳态计算相同的程序模块.通过多个基准问题的验证表明,所开发的PINE程序具有较高的计算精度.     

Development of Discrete Ordinates SN Code in Three-Dimensional (X,Y, Z) Geometry for Shielding Design

A discrete ordinates transport code ENSEMBLE in (X, Y, Z) geometry has been developed for the purpose of shielding calculations in three-dimensional geometry. The code has some superior features, compared with THREETRAN which is the only code of the same kind so far developed. That is, the code can treat higher order anisotropic scattering and employs a coarse mesh rebalancing method. Moreover it has a negative flux fix-up routine using a variable weight diamond difference equation scheme and has a ray-effect fix-up option using a fictitious source based on S_N→P_N-1 conversion technique. Formulations for these advanced features in three-dimensional space have been derived.

As the demonstration of the capabilities of the code, several numerical analyses and an analysis of an annular duct streaming experiment in JRR-4 at Japan Atomic Energy Research Institute, have been performed.

As a result of these analyses, confirmation has been obtained for the prospect of applicability of ENSEMBLE to practical shielding design.