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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。 相似文献
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乏燃料组件核素成分的精确计算是乏燃料临界安全分析等工作的输入条件，放射性源项计算是乏燃料组件核素成分分析的典型应用。国内现有程序由于存在数据库中核素种类不全、辐照过程无法完全模拟等弊端，限制了乏燃料后处理安全分析的可靠性和经济性。本文基于完全自主化的压水堆堆芯分析软件NECP-Bamboo,研发了商用压水堆乏燃料组件核素成分计算程序Bamboo-SFuel,利用辐照后实验(PIE)实测数据对核素成分进行了定量验证与分析，通过与Scale程序包计算结果进行对比验证了程序源项计算的精度，还探究了不同燃耗数据库对核素成分和源项计算结果的影响。数值结果表明，Bamboo-SFuel能精确分析不同辐照条件下商用压水堆乏燃料组件的核素成分和放射性源项，使用NECP-Bamboo程序中不同核素数目的燃耗数据库对重要核素成分计算结果影响不大，但对总的放射性源项计算结果影响较大；基于内置的包含1 547种核素的燃耗数据库，该程序可同时给出可靠的乏燃料临界安全分析和辐射安全分析关注的重要核素成分。 相似文献
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堆芯中子学计算是反应堆设计分析的基础,为提高堆芯中子学计算的模拟分辨率与计算精度,开发了反应堆堆芯先进中子学模拟软件（SCAP-N）。该程序首先根据轴向特征对堆芯进行分层,并逐层进行二维堆芯非均匀输运计算,再采用超级均匀化方法（SPH）获得栅元等效均匀化截面,最后进行三维堆芯逐棒（pin-by-pin）输运计算,获得堆芯有效增殖因子与精细棒功率分布。为提高程序计算效率,采用分布式/共享式（MPI/OPENMP）混合并行方式对程序进行了并行化开发。利用虚拟反应堆（VERA）系列基准例题及美国先进非能动压水堆（AP1000）启动物理试验实测数据对程序进行了测试验证。结果表明,相比于商用核设计程序系统,SCAP-N程序采用的逐棒输运技术能够提高堆芯中子学的计算精度。与同类型高精度中子学程序相比,SCAP-N具有更高的计算效率,可进一步提高核电厂的经济性及运行灵活性。 相似文献
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首次临界试验是压水堆核电厂调试启动过程的关键环节,旨在确认核反应堆堆芯能按照设计要求达到预期的临界运行状态。本文利用西安交通大学自主研发的NECP-Bamboo程序系统对AP1000机组堆芯的首次临界试验的设计结果进行了验证计算,并与AP1000堆芯的核设计结果进行了比较。计算结果表明：预估临界状态下的硼浓度的偏差为-15 ppm,控制棒积分价值的最大偏差为-52 pcm,硼微分价值的偏差不超过0.2 pcm/ppm,反应性温度系数的偏差不超过1 pcm/K。本文计算结果的精度与高保真计算程序KENO（概率论方法）和VERA（确定论方法）的计算精度相当,为确保AP1000堆芯调试启动阶段的核安全提供了进一步的数据支撑。 相似文献
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基于先进组件程序HELIOS和堆芯节块法程序SIXTUS,研发了超临界水冷堆（SCWR）的中子学计算程序FENNEL-N,并通过与蒙特卡罗程序对比分析了其用于环形燃料超临界水冷堆计算的精度。组件验证结果表明：制作多群数据库的压水堆能谱与超临界水冷堆能谱的差异是导致计算误差的主要原因。堆芯验证结果表明：传统的组件均匀化方法在计算超临界水冷堆时会引入较大误差。应用FENNEL-N程序对组件均匀化方法进行了研究,结果表明,采用优化的组件参数少群结构能减少堆芯能谱变化对精度的影响,采用超组件模型计算组件参数可考虑反射层对组件参数的影响。采用新的组件均匀化方法后,FENNEL-N的计算精度满足了预概念设计需求。 相似文献
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本文对国产自主化核设计程序Bamboo程序在方形组件压水堆中的适用性开展了研究。主要内容包括：利用Bamboo程序对三种国内典型的方形组件压水堆进行建模,并将堆芯临界硼浓度、堆芯功率分布、堆芯燃耗分布、控制棒价值和反应性系数等参数的计算结果,同堆芯实测结果或SCIENCE程序计算结果进行对比验证。结果表明,Bamboo程序在典型方形组件压水堆堆芯计算中具有良好的精度,能够满足核电厂的堆芯核设计需求。研究结果为Bamboo程序进一步的工程应用奠定了基础。 相似文献
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核燃料元件是反应堆的核心部件,其性能影响反应堆的安全性与经济性,利用燃料元件性能分析程序开展燃料堆内稳态辐照性能分析对于燃料设计及安全评价具有重要意义。通过开发燃料温度分布、变形计算、裂变气体释放及内压等模型,结合燃料元件热工-力学多物理耦合计算分析耦合方案,基于先进并行计算方法构建了高性能并行化燃料性能分析程序Athena。利用典型商用压水堆核电站数据及同类程序计算结果进行了程序初步验证,结果表明Athena程序计算结果合理可靠。通过定义堆芯功率及热工水力边界条件,程序能够并行开展压水堆全堆芯燃料辐照性能分析,提高燃料辐照性能分析效率,是数值反应堆原型系统（CVR1.0）的重要组成。 相似文献
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在压水堆堆芯Pin-by-pin计算中,采用超级均匀化（SPH）方法作为均匀化技术,对燃料组件传统SPH因子进行计算,生成了Pin-by-pin等效均匀化参数。针对存在中子泄漏现象的反射层组件,研究了与空间泄漏相关的SPH方法,在保证反应率守恒的基础上,同时保证各栅元各能群的中子泄漏率守恒,解决了存在中子泄漏时SPH因子迭代计算的不收敛问题,生成了反射层组件的等效均匀化参数。基于KAIST基准题,分析了压水堆堆芯Pin-by-pin计算中应用SPH因子的堆芯计算精度。数值结果表明,与传统组件均匀化计算方法相比,应用SPH方法的压水堆堆芯Pin-by-pin计算的计算精度更高。 相似文献
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俄罗斯商用压水堆VVER和大多数实验堆均采用了六角形紧凑型栅格布置,为了实现VVER和六角形实验堆的高保真数值模拟分析,本文基于数值反应堆物理计算程序（NECP-X）开展了六角形堆芯高保真计算方法研究和程序开发。首先,将全局-局部耦合共振自屏计算方法拓展至六角形堆芯,实现六角形堆芯燃料棒的全堆芯高精度共振计算;其次,基于2D/1D耦合输运计算方法研究了六角形堆芯的高保真计算方法;最后,为了提高全堆芯计算的计算效率,研究了基于区域分解松耦合的非结构网格的粗网有限差分（CMFD）加速方法,可以实现以矩形、六角形和其他多边形栅元为基础的pin-by-pin CMFD 加速。为了验证六角形堆芯高保真计算方法的精度和效率,计算了六角形C5G7基准问题,并分析了六角形输运计算方法的计算精度和CMFD方法的加速效果;将NECP-X程序应用于西安脉冲堆的2D全堆芯计算,与蒙特卡罗程序的结果对比表明NECP-X程序计算得到的特征值和功率分布均具有较高精度。因此,本文建立的六角形堆芯高保真计算方法可以应用于六角形堆芯的分析计算。 相似文献
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《核动力工程》2018,(Z2)
为保证三维堆芯瞬态计算过程中的静、瞬态精度与实时性的要求,采用高阶节块展开法对全堆芯细网划分进行静态数值计算,得到非均匀中子通量和界面中子流;采用体积通量权重法进行细网到粗网的均匀化过程,得到均匀化群参数、界面不连续因子与边界反照率;在瞬态计算过程中,根据棒位变化与热工水力参数反馈实时修正均匀化参数与不连续因子;最后利用基于不连续因子校正的粗网有限差分法,实现了三维堆芯静态、瞬态计算,并编制计算程序,进行了典型LMW算例的数值模拟验证。仿真实验证实此方法在空间与时间两个维度上,均达到与高阶节块展开法等同的精度,且计算效率高于将节块展开法直接应用于瞬态计算的数值模拟程序,满足开发核电站全范围模拟机三维堆芯模型的需要。 相似文献
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瞬态堆芯耦合模拟软件CTSS V1.0是以节块法堆芯中子学计算软件NACK V1.0、热工水力子通道软件CORTH V2.0、燃料元件性能分析软件FUPAC V1.1为模块的耦合软件,用于模拟典型压水堆堆芯性能,计算瞬态运行物理、热工、燃料等专业参数。堆芯三维时空中子动力学软件NACK V1.0采用粗网节块法进行堆芯扩散计算,为子通道模块和燃料性能分析模块提供堆芯精细功率。CORTH V2.0用于计算反应堆堆芯冷却剂的温度和密度。FUPAC V1.1用于模拟燃料棒在堆内的热力学行为以及计算燃料棒有效温度。NEACRP-L-335压水堆基准问题验证计算结果表明,CTSS V1.0的计算结果与国际基准程序PARCS总体符合较好。 相似文献
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基于经典的“两步法”压水堆计算流程,采用目前最先进的核反应堆物理计算方法,研发了先进的压水堆燃料管理软件Bamboo-C。Bamboo-C软件主要由3个功能程序（LOCUST、SPARK、LtoS）组成,LOCUST为二维组件非均匀及等效均匀化计算程序,SPARK为三维堆芯稳态/瞬态分析程序,LOCUST和SPARK程序之间通过组件均匀化参数函数化程序LtoS链接。Bamboo-C软件具备完善的压水堆燃料管理与核设计必备的分析功能,主要包括:启动物理试验、动力学参数计算、控制棒微积分价值、功率运行跟踪等。最后,基于我国自主研发的CNP300、CNP650和CNP1000堆型的运行数据,完成了Bamboo-C软件的工业确认工作。结果表明,采用Bamboo-C软件获得的临界硼浓度、温度系数、控制棒价值以及功率分布等堆芯关键参数的计算值与实测值之间的误差均满足工业限值的要求。 相似文献
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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。 相似文献
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为能更加准确地模拟典型压水堆中强烈的物理-热工耦合现象,研制了压水堆堆芯物理 热工耦合计算软件ARMcc。其中物理计算模块基于四阶节块展开法（NEM）和格林函数节块法（NGFM）,热工计算模块基于一维的单相单通道换热模型和一维圆柱导热计算模型,在程序中采用有限体积法和有限差分法求解一维圆柱导热模型。基于典型压水堆基准题NEACRP-L-335对程序的稳态耦合计算能力进行了验证,程序计算的堆芯关键参数如临界硼浓度、堆芯多普勒温度等参数与参考结果符合良好,临界硼浓度与参考结果的相对偏差均小于0.5%。另外研究4种计算模式对模拟堆芯物理-热工耦合过程的影响,选择PARCS程序计算结果为对比,发现NGFM+DIF模式能更加准确地模拟堆芯燃料多普勒温度和堆芯功率分布;NGFM+VOL模式能更加准确地模拟临界硼浓度;NEM+VOL模式能更加准确地模拟堆芯燃料最高温度。 相似文献