堆芯Pin-by-pin超级均匀化因子计算方法研究

随着科学研究的不断深入、计算条件和对设计计算精度要求的不断提高,全堆芯Pin-by-pin计算已成为了下一代堆芯数值计算方法研究热点。超级均匀化方法作为全堆芯Pin-by-pin计算的均匀化方法主流方法之一被广泛使用。针对燃料组件采用传统超级均匀化方法,对存在中子泄漏的反射层组件采用空间泄漏相关的超级均匀化方法,产生了包含超级均匀化因子在内的等效均匀化常数。基于三维C5G7基准题,分析了此等效均匀化常数计算方式在非均匀性较强、中子泄漏较大反应堆堆芯的中子学计算精度。数值结果表明:与传统组件均匀化计算方法相比,应用了超级均匀化方法的堆芯Pin-by-pin计算的计算精度更高。     

围板和反射层的等效均匀化常数的计算

应用Ｓｍｉｔｈ的一般等效均匀化理论推导了围板和反射层的等效均匀化常数的计算公式，并编制了计算软件。利用该软件计算了Ｚｉｏｎ－１ｃｏｒｅ及秦山压水堆的图板、反射层等效均匀化常数，并将它们应用到堆芯扩散计算中。数值结果表明，这样计算的图板和反射层的等效均匀化常数能很好地改善堆芯功率分布的计算精度，尤其是堆芯周围组件的功率分布。     

轻水堆燃料组件计算程序包TPFAP

TPFAP是一个同时适用于PWR和BWR的穿透几率法燃料组件燃耗计算程序包。它首先利用碰撞几率方法在库能群结构下完成三区或四区圆环几何的栅元输运计算。载钆燃料棒或硼棒可燃毒物栅元的有效吸收截面由微燃耗程序CMB产生,两维穿透几率法组件计算是在(x,y)几何下进行。基模计算用来考虑中子泄漏修正。根据反应率等效,计算组件等效扩散参数。在每一燃料棒和可燃毒物棒进行燃耗计算,TPFAP给出每一燃耗步的组件和栅元少群截面、功率分布,提供核设计和安全分析所需参数。     

等效均匀化方法在连续能量蒙特卡罗均匀化群常数上的应用

连续能量蒙特卡罗方法均匀化群常数直接用于堆芯均匀计算,不能与非均匀计算保持反应率和界面流守恒,需进一步处理使其满足等效均匀化原理。本工作研究广义均匀化理论（GET）和超级均匀化方法（SPH）在蒙特卡罗均匀化中的应用,并数值验证简化压水堆堆芯和C5G7基准题。研究表明,GET和SPH的应用提高了蒙特卡罗均匀化群常数堆芯扩散计算的精度,可作为蒙特卡罗等效均匀化方法。     

基于连续能量蒙特卡罗方法的均匀化群常数计算

两步法反应堆物理计算流程中,组件均匀化群常数显著影响堆芯计算精度。相比确定论方法,连续能量蒙特卡罗方法均匀化精确描述各种几何构型栅格,避免繁琐共振自屏计算,保留更多连续能量信息,不仅产生的群常数更精确,而且普适性也更强。作为实现连续能量蒙特卡罗组件均匀化的第一步,本文应用径迹长度方法统计计算一般群截面和群常数,提出并使用散射事件方法获得不能直接应用确定论方法计算群间散射截面和高阶勒让德系数,应用P1截面计算扩散系数。为还原两步法计算流程中组件在堆芯的临界状态,本文应用BN理论对均匀化群常数进行泄漏修正。在4种类型组件和简化压水堆堆芯上数值验证蒙特卡罗均匀化群常数。验证结果表明:连续能量蒙特卡罗方法组件均匀化群常数具有良好几何适应性,显著提高堆芯计算精度。     

气冷快堆燃料组件均匀化初步研究

气冷快堆是第4代核能系统候选方案之一,具有高温多用途、能增殖等优点。本工作以一气冷快堆的设计方案为研究对象,针对单组件模型和全堆芯模型,采用MCNP耦合ORIGEN的方法,计算了有关临界、燃耗过程的几个重要物理特性,比较了采用精细化结构和组件均匀化方法在计算精度、计算时间等的差别,说明了采用组件均匀化方法进行气冷快堆全堆燃耗计算的必要性和可行性。     

用于六角形组件均匀化的不规则栅元等效方法及其数值验证

为了简化六角形组件的均匀化过程,提高均匀化方法对组件几何形状的适应性,提出一种简单、有效的六角形组件不规则栅元等效方法,即在保证各种成份质量不变的条件下,将元件盒及边界水隙等不规则栅元等效成均匀、规则的六角形栅元.数值计算结果表明,该方法能够准确预测组件反应性及功率分布随燃耗的变化.     

压水堆六角形燃料组件均匀化 计算软件包TPFAP-HEX

介绍了所研制的具有工程实用价值的压水堆六角形燃料组件均匀化计算软件包。该组件中子空间能谱的计算采用穿透概率法与响应矩阵法相结合的方法,在六角形几何内求解中子积分输运方程。在此方法中,栅元内中子源采用空间线性或二次近似,栅元表面中子通量密度角分布采用简化6P     

用中子路径直接连接技术的特性方法进行非均匀多组件问题的输运理论计算

【日本原子能学会《核科学技术》2000年12月刊报道】已经开发了一种特性输运理论程序CHAPLET,以便进行整个轻水堆堆芯的实际计算,同时保持与普通单组件计算相同水平的计算模型和精确度。特性程序使用CACTUS运算法则来画出射线径迹线,这将加强CHAPLET程序注量率解的两个关键特征。其一是中子路径直接连接(DNPL)技术,它在组件之间分离的注量率解中严格连接了每一组件界面上的角注量率。另一个特征是通过在具有同样构形的组件之间分享与射线径迹有关的数据来减少所需要的内存。 在轻水堆堆芯分析中,通常联合使用非均匀单组件计算和节…     

轻水反应堆燃料组件中子通量和功率分布的计算程序

本文介绍用穿透几率法计算二维轻水堆燃料组件内中子通量分布的两种计算模型和程序.在子区内及表面上中子通量采用线性空间分布近似,子区表面上角通量分别采用准 DP_1和 QP_1近似。对一些轻水堆组件基准问题作了验证计算。计算结果与 S_N、节块 S_N 以及积分输运理论等方法进行比较,其结果符合良好。这些程序可用于轻水堆燃料组件的计算。     

一般等效均匀化理论在节块格林函数方法中的应用

本文介绍了一般等效均匀化理论（Ｇ．Ｅ．Ｔ）及其在格林函数方法中的应用，并改编了二维节块格林函数方法程序（ＮＧＦＭ）。为了验证程序的正确性，对ＨＥＮＲＹ－ＷＯＲＬＥＹ沸水堆基准题作了计算。结果表明，在节块方法中采用一般等效均匀化理论可以有效地提高计算精度，极大地改善由于组件均匀化引起的误差。     

Application of the discontinuity factor theory to accelerate routine rod worth calculations for modular HTRs

A modular high temperature gas cooled reactor (HTR) is equipped with strong absorbers and many void areas in the control rod regions which are located in the graphitic side reflector. When using diffusion calculations, a special skill is required to homogenize these ex-core absorber regions. These difficulties arise from the fact that these absorber regions do not contain fission sources while the boundaries of the absorber regions are exposed to very strong neutron currents. This paper shows that a mere conventional homogenization technique is not enough to obtain acceptable results. It is shown that a discontinuity factor-corrected diffusion-solution can be found which yields very good, satisfactory results for fast, whole core diffusion calculations. The verification is done by comparing time-consuming transport calculations [S_N-codes or multi-group MCNP-codes] with a fast running diffusion code, corrected by the newly proposed homogenization technique.     

三维结构瞬态温度,位移和热应力计算的等效时间法

本文提出了一种计算二维结构瞬态温度，位移和热应力的近似方法－等效时间法。利用事先得出的热边界幅值的单位变化所引起的结构响应的有限元分析结构。通过简单的代数运算即可求出同样热边界模式下热边界模式下热边界幅值的任意变化过程在结构中产生的响应。这种近似方法有很高的计算效率。通过算例表明，与详细的有限元计算结果相比，在工程允许的范围内误差满足工程需要。等效时间法可肜于对计算效率要求较高的复杂结构的实时分析     

混合堆增殖钍基燃料组件中子学分析

采用压水堆17×17燃料组件模型,用燃料组件参数计算程序DRAGON分别对混合堆增殖钍燃料组件和全铀组件的中子学特性进行了研究,分析组件的燃料温度系数、慢化剂温度系数及其与燃耗的关系。计算结果表明,混合堆增殖钍燃料组件和全铀组件的中子特性相似,但钍燃料组件中的乏燃料组件中的次锕系核素(MA)的含量明显减少。     

六角形轻水堆组件中子通量密度分布的计算

介绍利用穿透概率法求解二维六角形轻水堆燃料组件中子通量密度分布。子区内中子源及通量密度在空间上采用二次分布 ,子区表面通量密度在空间上采用平通量密度分布 ,在方向上采用简化 6P1近似。根据提出的模型 ,编制了TPHEX D程序 ,并对一些轻水堆六角形组件问题作了计算 ,计算结果与MC结果进行了比较 ,符合良好。本程序可用于六角形轻水堆燃料组件计算。     

Analysis of Plate Lattice Heterogeneity Effects of Fast Reactor with Coarse Group Constants

Abstract

An advanced method has been developed to analyze the heterogeneity effect of a multi-region plate lattice system accurately enough with the coarse group constants. This treatment is characterized by the modification brought to effective admixture cross sections and correction on elastic removal cross sections. The mutual interference among different plates are taken into account in determining the admixture cross sections. The effective cross sections thus obtained agree well with the results obtained by ultra fine spectrum codes. The elastic removal cross sections of light nuclides are corrected near the sodium resonance by means of a simple analytical expression for the flux depression. With this correction remarkable improvement was observed in the flux heterogeneity. In solving the multi-group transport equation for flux heterogeneity, the fission source iteration was found to be dispensable under most conditions.     

燃料组件少群参数计算程序AFGPB及其基准验证

介绍了自行开发的反应堆燃料组件少群参数计算程序AFGPB的理论方法和模型,并利用IAEA板元件组件基准问题对其进行了验证分析,同时给出了TPFAP和CPM程序对美国CE公司燃料组件功率分布的校算结果.结果表明,AFGPB的计算值与国际上其他机构的结果符合良好.     

反应堆屏蔽水箱失水过程的水箱表面辐射研究

基于蒙特卡罗方法的MCNP程序,研究了反应堆屏蔽水箱失水过程中的水箱表面辐射剂量的变化情况.在屏蔽计算时为了节省计算时间,运用了堆芯均匀化方法,通过调整均匀化堆芯的核素密度和等效直径,使得均匀化等效堆芯在屏蔽水箱表面的中子和光子注量率与非均匀堆芯近似相同.     

Determination of Cell Averaged Diffusion Constants Based on Transport/Diffusion Perturbation Theory

A unified definition for cell-averaged diffusion constants has been established on the basis of transport and/or diffusion perturbatlon theories. The diffusion constants are derived by equating each component of reactivities obtained by transport theory for a heterogeneous cell to a corresponding component of reactivities by diffusion theory for a homogenized cell. The derived diffusion constants are applied to infinite uniform lattices and heterogeneous lattices composed of different cells. In infinite lattices the present diffusion constants are compared to the conventional flux-weighted cross sections and Benoist's anisotropic diffusion coefficients. In heterogeneous lattices they are compared with Rowlands-Eaton cross sections and the extended Benoist's diffusion coefficient. The present formula is applied to a heterogeneous slab lattice. It reveals that the present method gives a more accurate result for k _eff compared to the case with the conventional diffusion coefficient defined by D= 1/3Σ_tr or the extended Benoist's diffusion coefficient together with the conventional flux-weighted cross sections.