共查询到19条相似文献,搜索用时 62 毫秒
1.
压水堆燃料组件输运燃耗耦合计算通常采用的是传统的预估-校正(PC)燃耗方法。然而,该方法本身的假设导致其存在一定的计算误差。为进一步提高燃耗计算的精度,本文针对传统的预估-校正燃耗方法的缺陷研究了改进的预估-校正燃耗方法,改进了对核反应率进行修正的高阶预估-校正燃耗方法,并在Bamboo-Lattice程序中进行了程序实现,对该方法进行了验证分析。结果表明:改进的预估-校正燃耗方法和高阶预估-校正燃耗方法在保证计算效率的前提下提高了燃耗计算的精度。 相似文献
2.
3.
4.
新一代压水堆与现有压水堆的重要区别之一是燃料富集度不同,考虑到燃料制造、燃料燃耗等问题,目前压水堆的UO2燃料富集度通常小于5%,MOX燃料中易裂变Pu含量通常小于6%。新一代压水堆的燃料富集度有可能超过现有标准,平均燃耗有望达到70 GW•d/tU,这对反应堆计算软件提出了新的要求。本文基于反应堆蒙特卡罗程序cosRMC对新一代压水堆栅元和组件基准进行了中子学分析,包括裂变反应率分布、中子通量密度分布及核子密度随燃耗的变化等,并对含Gd棒的组件燃耗计算进行了细致分析。计算结果表明,cosRMC的计算结果与国际上其他程序的计算结果符合较好。通过程序之间结果对比发现,随着燃耗的增加,不同程序计算的Pu含量差别变大。 相似文献
5.
许多国家正在大力发展压水堆高燃耗燃料,其批平均目标卸料燃耗能够达到5.0—5.5万兆瓦天/吨铀,因此显著地提高了铀利用率。高燃耗燃料即将陆续取代现行的燃料,这标志着压水堆燃料的更新换代。本文简要介绍高燃耗燃料的设计特点、燃料管理、经济效益、发展计划及发展前景等。 相似文献
6.
7.
8.
为研究锕系可燃毒物在板状燃料组件的燃耗特性和延长寿期的适用性,本研究以不同富集度的板状燃料为对象,计算分析了相同初始组件无限增殖因数(kinf)情况下的锕系可燃毒物装载量、燃耗深度、235U利用率等。结果表明,在低富集度(4%~7%)情况下,240Pu可燃毒物在寿期内表现出较好的转换效应,235U利用率高,可起到延长堆芯寿期的作用;在中等富集度(25%~40%)情况下,240Pu可燃毒物的转换效应减弱,而231Pa可燃毒物表现出较好的转换效应;在高富集度(70%~97%)情况下,231Pa可燃毒物的转换效应减弱,但含231Pa组件的235U利用率和达到的燃耗深度在所选锕系核素中最大;240Pu可作为长寿期低富集度燃料可燃毒物的选择,231Pa可作为长寿期中等、高富集度燃料可燃毒物的选择。 相似文献
9.
燃料组件的轴向燃耗分布以及末端效应是燃耗信任制技术应用中的难点。基于先进非能动压水堆核电站的运行模式及组件设计特点,结合可能的燃料管理策略,统计轴向两端使用低富集度抑制区的乏燃料组件,生成轴向燃耗包络线。以 AP1000堆型的乏燃料贮存单元为例,通过分析统计,证明生成的轴向燃耗包络线用于临界安全分析是保守的。在此基础上,详细研究燃料组件顶部的低富集度抑制区对末端效应的贡献,并对燃料组件进行设计改进,减小至消除末端效应,为简化乏燃料组件相关的临界安全分析提供了一个方法。相关研究工作及成果,是先进非能动压水堆核电站乏燃料组件相关的设施设备的临界安全设计的基础,可为其他堆型的相应研究提供参考和借鉴。 相似文献
10.
燃料组件的轴向燃耗分布以及末端效应是燃耗信任制技术应用中的难点。基于先进非能动压水堆核电站的运行模式及组件设计特点,结合可能的燃料管理策略,统计轴向两端使用低富集度抑制区的乏燃料组件,生成轴向燃耗包络线。以AP1000堆型的乏燃料贮存单元为例,通过分析统计,证明生成的轴向燃耗包络线用于临界安全分析是保守的。在此基础上,详细研究燃料组件顶部的低富集度抑制区对末端效应的贡献,并对燃料组件进行设计改进,减小至消除末端效应,为简化乏燃料组件相关的临界安全分析提供了一个方法。相关研究工作及成果,是先进非能动压水堆核电站乏燃料组件相关的设施设备的临界安全设计的基础,可为其他堆型的相应研究提供参考和借鉴。 相似文献
11.
12.
用于燃耗计算的三维MCCOOR程序系统 总被引:3,自引:1,他引:2
介绍了由标准程序MCNP、COUPLE、ORIGEN-S组成的耦合程序系统MCCOOR的结构和功能,用VVER等轻水堆栅元和燃料组件的多个Benchmark模型进行了检验.本文列举了在VVER-1000带可燃毒物Gd的燃料组件Benchmark模型上,分别用UO2和MOX燃料的检验结果.所有检验结果表明:MCCOOR的反应性和核素成分的计算结果与Benchmark的结果在误差范围内一致. 相似文献
13.
本文基于Cinder90燃耗数据库开发了燃耗求解程序MCRAM,并耦合MCNP程序对重要的锕系核素和裂变产物核素的反应截面进行了修正。以OECD/NEA乏燃料成分基准数据库中的Takahama-3压水堆燃料组件为基准题,对MCRAM程序的计算结果进行了验证,并与其他程序的计算结果进行了比较。结果表明,MCRAM程序对重要裂变产物和主要锕系核素的计算结果相对偏差小于5%,计算精度与ORIGEN2程序的相当。与此同时,同一例题的计算效率MCRAM较之MCNTRANS程序提高了近200倍。 相似文献
14.
《中国原子能科学研究院年报(英文版)》2017,(0)
<正>A burnup calculation code MCRAM based on CRAM was developed.The Cinder90burnup database was introduced to generate the burnup matrix(Fig.1).The reaction cross sections of some important actinides and fission products were modified by coupling with the MCNP program.The OECD/NEA Takahama-3 PWR fuel 相似文献
15.
本文介绍了开发的蒙特卡罗燃耗计算程序MCNTRANS。MCNTRANS的中子学计算参数直接采用MCNP5程序的反应率计算值,燃耗计算方法采用图论算法跟踪燃耗链,同时,对实际燃耗过程进行详细分析以提高计算精度与程序适用性,并使用预估 校正方法以获取较大的燃耗计算步长。程序计算结果通过OECD/NEA与JAERI燃耗基准题实验结果进行验证,并与其他程序的计算结果进行比较。结果表明,MCNTRANS程序在不同燃耗深度下的计算结果和实验值与其他程序的计算值符合较好,部分锕系核素与裂变产物的计算精度更高。 相似文献
16.
堆用蒙卡程序燃耗计算功能开发 总被引:2,自引:0,他引:2
堆用蒙卡程序(RMC)是由清华大学工程物理系REAL实验室自主开发的用于反应堆物理分析的中子输运蒙卡程序,本文主要介绍其燃耗计算功能的开发与验证。RMC的燃耗计算功能具有的特点:内部耦合ORIGEN,相比于外耦合方式,更加灵活和高效;使用基于能谱的单群截面统计方法,可在保证精度的前提下,显著提高计算效率;采取预估修正和中点近似等多种燃耗步策略,减小大燃耗步长时的计算误差。通过计算压水堆栅元、沸水堆组件、快堆等一系列基准题和算例,验证了RMC燃耗计算的正确性和速度优势。 相似文献
17.
程序采用模块化思想,其中输运部分采用MCNP5程序的消息传递并行版本MCNP5MPI,燃耗计算采用截断泰勒展开的矩阵指数法、TTA线性子链解析法和高斯-赛德尔迭代法三者相结合的燃耗求解方法,并行策略为对多燃耗区采用区域分解的MPI消息传递并行,完成了并行化蒙特卡罗燃耗程序MCBMPI的研制。整个程序系统仅由MCNP5MPI和燃耗程序组成,其中燃耗程序包含了对多燃耗区的区域分解并行功能、核素转换与衰变计算功能以及与MCNP5MPI的数据交换功能。并以压水堆栅元燃耗基准题对程序进行验证,验证结果表明:该程序可用于多燃耗区的并行燃耗计算,伴随计算机硬件性能的改善可显著提高计算效率。 相似文献
18.
《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(6):587-596
For next generation reactor designs, which are attempting wide variations of assembly configurations, the flexibility Monte Carlo method holds is attractive, but still costly for repetitive design study works. This paper presents an advanced correlated sampling (ACS) method which was developed to speed up Monte Carlo lattice burnup calculations. The ACS method is the combination of the correlated sampling method and a pseudo-scattering technique. All burnup steps are considered as consecutive perturbed problems using the same neutron collision history, which is pre-calculated based on a selected unperturbed problem. Since neutron weights can be adjusted on every collision point, rather than along paths between them, the perturbed calculation is very fast and the neutron collision history is light enough to be stored in memory or physical storage, which is an indispensable feature for consecutive perturbed calculations. The presented theory shows that the ACS method has good potential to work for a wide range of neutron absorption variations, the dominant perturbation in the lattice burnup. In an example calculation on a BWR lattice, the ACS calculation results of 600,000 neutrons/step agree well with the independent Monte Carlo runs of 20,000,000 neutrons/step within 0.1%dk/k in terms of k? throughout 95 steps (~50GWd/t). Average calculation time of neutron tracking with the former method is 3.4 s/step with 600,000 neutron histories on a single processor of an Alpha21164-600 MHz, and the speed-up factor against the Monte Carlo calculation turns out to be about 100. 相似文献
19.
堆芯物理分析程序CORE是1个少群、一维、二维、三维稳态节块法程序,用于压水堆堆芯设计和分析。COSINE软件包是大型压水堆国家重大专项软件自主化课题中的一部分,CORE是COSINE软件包的1个子程序系统,CORE第1版采用节块展开法(NEM)进行二维、三维扩散计算,采用差分法进行一维扩散计算,截面处理采用插值表的方式,燃耗计算采用带预估修正的宏观燃耗计算方法,精细功率重构采用调制方法。目前CORE的核心模块已完成,并进行了初步测试验证,结果表明其扩散求解模块基本满足功能和精度要求。 相似文献