基于BEAVRS全堆基准题的RMC临界计算验证

BEAVRS是基于20世纪60年代美国商用反应堆建立的基准题模型,具有精细的堆芯配置参数和详细的运行测量数据,是新型的反应堆分析工具验证基准题。本研究利用自主堆用蒙卡程序(RMC)对BEAVRS进行建模,计算反应堆在不同硼浓度和控制棒步数条件下的临界有效增殖系数、控制棒价值、温度系数、仪表管里的235U裂变率等一系列重要参数。结果与实测数据及同类软件结果在可接受范围,验证了RMC进行反应堆临界分析的精确性和可靠性。     

基于OpenMC执行码的编译检测及临界基准验证

开源蒙特卡罗程序OpenMC（Open Monte Carlo code）只提供源代码而没有执行码,在编译OpenMC的过程中发现不同版本的辅助程序与之存在兼容性问题。本文通过分析OpenMPI、Mpich及HDF5各版本辅助程序,对0.6.2版本OpenMC源代码的支持情况进行研究,为正确编译OpenMC执行码给出了直接参考。为进一步验证OpenMC执行码计算临界问题的正确性,选择国际临界安全基准评价实验手册（The International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project,ICSBEP）中的96道代表性例题进行基准校验,与通用蒙特卡罗程序的计算结果进行对比并以实验值作为参考。结果表明,OpenMC计算值与实验值及其他程序计算值吻合较好,验证了OpenMC临界计算的可行性和正确性,上述结论将为程序以后的实际应用及完善奠定基础。     

CASMO-4E/SIMULATE-3程序系统计算BEAVRS基准题

BEAVRS基准题是麻省理工学院计算反应堆物理小组2013年公布的压水堆三维全堆芯高保真计算基准题。本文使用传统两步法程序系统CASMO-4E/SIMULATE-3对其进行建模与跟踪计算。结果表明:在热态零功率(HZP)工况下,径向探测器反应率最大相对误差为-18.8%,与蒙特卡罗程序MC21程序的-16.1%相当;在燃耗深度为38.7 MW·d/tHM、堆芯功率为20.3%FP时,径向探测器反应率最大相对误差为-12.9%;在堆芯第1循环内,堆芯各燃耗点处临界硼浓度与测量值误差在40ppm以内,满足工程精度要求。     

对SINBAD屏蔽基准题实验的模拟验证

为了验证屏蔽基准题的准确性,进一步完善我国的标准基准题库,采用蒙特卡罗MCNP程序精细建模计算方法,针对SINBAD屏蔽基准题库,选取其中具有代表性的3例基准题对其准确性进行评估验证。结果表明,模拟计算得到的结果在误差允许的范围内,能够给其他自主软件提供数据验证支持,可将验证结果归入我国屏蔽基准题数据库。      

基于BEAVRS2.0三维堆芯仿真建模验证分析

针对最新发布的BEAVRS2.0基准题,采用多群二维输运理论进行燃耗计算,得到离散工况下少群常数并进行截面拟合处理,将先进节块法应用于求解中子扩散方程,建立三维堆芯节块程序SimOR仿真计算模型;选取不同运行工况进行组件均匀化计算、堆芯临界计算,并建立堆芯临界燃耗分析模型,并与BEAVRS2.0基准测量解、nTRACER等程序参考解比对,其计算结果吻合很好,验证了仿真模型建立的正确性与程序计算的精准性,可以广泛应用于核电仿真计算研究,同时为压水堆燃料管理燃料组件计算、堆芯扩散-燃耗计算提供数据依据及方案参考。     

基于OpenMC的瞬发中子衰减常数计算模块开发与验证

瞬发中子基波衰减常数α可定量描述反应堆内中子随时间的变化,是计算绝对反应性所需的中子动力学参数之一,对次临界（特别是较深次临界）绝对反应性的精确测量具有重要意义。本文在开源程序OpenMC基础上,基于k α迭代方法,以中子径迹长度上的平均时间吸收权重修正作为k α迭代参数因子,在输运过程中对瞬发、缓发中子分别考虑,开发了具有瞬发α本征值问题计算功能的OpenMC PA模块。以Godiva衍生基准题和MUSE 4次临界实验装置为计算对象,对程序计算瞬发α本征值问题能力进行验证。结果表明,该计算模块有优于MCNP4C的计算速度与计算范围,计算值与参考值的相对误差小于05%。OpenMC PA能满足次临界系统瞬发α本征值和中子动力学参数计算需求。     

RIA基准题验证堆芯三维物理-热工耦合程序

以COBRA-Ⅳ和NLSANMT程序为基础,开发了堆芯三维物理-热工耦合程序C4/NK。针对两个典型的反应性引入事故（RIA）,即NEACRP弹棒基准题和提棒基准题,分别进行了验证计算。与参考值和其他程序的计算结果相比,C4/NK耦合程序具有较好的精度,能正确模拟瞬态过程中的物理-热工反馈现象。     

KYLIN-Ⅱ软件针对IAEA板元件基准题的数值验证

针对国际原子能机构(IAEA)板元件基准题进行了计算分析,对先进中子学栅格软件(KYLIN-Ⅱ)的中子输运计算功能进行了数值验证,结果表明该软件各模块开发是正确的,对复杂几何燃料组件的计算结果精度是可靠的。     

基于组件计算的燃耗实验基准题建模分析

组件计算在堆芯核设计中占有重要地位。组件程序的燃耗计算精度对核反应堆堆芯的功率分布、换料寿期及反应性控制设计方面具有重要意义。为了评估用于堆芯燃耗计算的多群常数库的准确性,本文运用DRAGON计算程序建立了燃耗实验计算模型,采用SFCOMPO-2.0燃耗实验基准题提供的乏燃料样品燃耗历史参数及最终核素组分信息,对Takahama-3反应堆、H.B. Robinson-2反应堆及Beznau-1反应堆系列样品进行了建模计算,并将计算结果与SFCOMPO-2.0数据库中的基准实验结果进行了对比和分析。结果表明:多数核素的模拟结果与基准值符合良好,误差在10%以内。同时本文对理论计算值与基准实验值存在差异较大的几种核素进行了相应讨论,并对样品计算结果进行了对比分析。