共查询到17条相似文献,搜索用时 218 毫秒
1.
提出一种基于堆外探测数据通过搜索功率扰动变量进行堆芯功率重构的方法。方法研究各扰动因素对功率的影响,建立扰动因素与堆芯功率分布及堆外探测数据的关系,通过编写扩散方程及全局优化算法耦合程序进行计算,得出功率扰动后的分布及扰动因素的分布。分析提升扰动搜索效率的技巧与方法。设定氙振荡和温度场波动的单因素算例及双因素算例对该问题进行验证。双因素算例计算结果表明,堆外探测器所提供数据与堆芯功率扰动前后理论计算数据偏差的均方根可降低两个量级,节块最大功率相对偏差可由6.78%降至0.08%。方法可成功重构出功率分布并找出功率影响因素。 相似文献
2.
3.
为产生高精度的快堆截面数据,基于一致性N阶的勒让德函数(PN)近似方法与临界曲率搜索方法,开发了快堆多群截面处理程序MGGC1.0,并进行了多方面基准验证。通过对均匀混合介质的宏观截面验证表明,中子产生截面的相对偏差均小于0.1%,裂变能谱的相对偏差均小于0.25%,总截面由于修正方式不同导致偏差稍大,但绝大多数能群的相对偏差都在0.5%以内。在临界基准实验中与蒙特卡罗程序RMC采用连续点截面的计算结果相比,78%的基准题的偏差都在100 pcm(1 pcm=10-5)以内,表明MGGC1.0处理截面的精度较好。在此基础上,采用钠冷快堆基准题BN-600进行计算,与基准题参考计算结果相比,输运与扩散2种方法计算所得有效增殖因子的相对偏差分别为0.112%和0.09%,燃料多普勒系数和燃料密度系数的相对偏差分别为1.49%和1.37%,而结构材料钢的多普勒系数与密度系数的相对偏差稍大,分别为18.75%和24.31%,初步分析,偏差较大的原因与窄共振近似的处理方法有关。对于区域的功率分布,基于局部能量沉积模型计算得出的区域功率分布分数与基准参考解的偏差在0.3%之内,符合较好。 相似文献
4.
NECP-Atlas是西安交通大学自主研制的核数据处理软件,具有丰富的功能,可将评价核数据制作为后续核设计所需的应用核数据库,本文在NECP Atlas中建立了光子相关数据的计算方法,可计算产生中子核反应释放的瞬发光子产生截面、光子与原子的反应截面,裂变产物衰变释放的缓发光子多群产生矩阵,以及光子辐照损伤截面等数据。数值结果显示,如果不考虑缓发光子,钠冷快堆中控制组件、反射层组件的光子功率与参考解的最大偏差可达3258%、2041%,采用NECP Atlas计算的多群缓发光子产生矩阵后两类组件偏差降为093%以下。采用文献结果对Fe的光子辐照损伤截面进行了验证,计算结果与参考解吻合良好。 相似文献
5.
6.
由于反应堆堆芯存在大量重复结构,本文研究采用边界流响应矩阵的组件等效方法处理这些复杂结构。为使组件表面入射流J+与表面出射流J-的耦合关系为线性关系,将组件的裂变截面除以堆芯的keff,将堆芯物理计算的本征值问题转化为一固定源问题,这样只需得到J+与J-之间的线性耦合系数即可确定二者的耦合关系。然后通过在全堆芯范围内进行迭代,求出堆芯的keff及各组件的表面流,进而得到堆芯各处的通量分布形状。采用二维SN程序SN2D,对C5G7基准题的等效误差进行计算分析。结果表明:在不进行能群和角度归并的情况下,采用该方法可得到较为精确的keff及组件功率,但栅元功率分布仍存在一定误差,需在进一步研究中加以解决。 相似文献
7.
表面涂有一薄层硼化锆的一体化燃料可燃吸收体(IFBA)被用作轻水堆UO2燃料组件的反应性控制。法国AREVA公司开发的SCIENCE程序包具有模拟IFBA组件的能力,但其模拟精度需经标定。本文利用APOLLO2-F程序建立IFBA组件模型和不含IFBA组件模型,研究了组件的无限增殖因数k∞及IFBA价值,并与西屋公司结果进行比较。分析了燃料和包壳温度的处理方法以及数据库的差异对结果的影响。利用硼化锆密度修正因子评估IFBA价值偏差对堆芯参数和功率分布等的影响。结果表明:SCIENCE计算的k∞及IFBA价值与西屋公司的结果符合较好,低燃耗区SCIENCE计算的价值偏小2%。装载8个104根IFBA棒组件的堆芯,组件相对功率最大偏差约为1%;硼浓度、功率峰因子FQ和焓升因子FΔH的变化均不到0.1%,可忽略。先导组件采用28根或更少的IFBA棒时,可直接采用SCIENCE程序进行计算。 相似文献
8.
9.
10.
针对三代核电压水堆在线监测系统需要快速准确进行实测3D功率重构的需求,本文提出了一种2D/1D耦合的3D功率重构方法。首先采用耦合系数法对探测器层的功率进行了2D实测功率重构;其次针对每个组件,采用二次样条函数拟合方法进行了轴向1D实测功率重构,最后得到了全堆3D实测功率分布。该方法计算流程简单,占用内存少。针对华龙一号开展的4个典型例题的数值验证结果表明,该方法具备很高的精度,满足三代核电在线监测系统实测功率重构对精度和速度的要求。 相似文献
11.
节块法在堆芯扩散计算程序中得到广泛应用,但由于采用较粗网格以加快计算速度,给计算结果带来锯齿效应。锯齿效应影响部分与堆芯扩散相关的计算结果。本文提出将部分插棒节块内的中子截面在节块法横向积分方程中进行显式表示的方法,即引入与节块轴向位置相关的截面阶跃函数。数值结果表明,该方法显著改善了锯齿效应引起的控制棒微分价值偏差,特别是基本完全消除了该效应对控制棒相关动力学问题的偏差。 相似文献
12.
In this present work the analysis technique was developed to find the optimum core configuration by applying neural network. This work investigates an appropriate way to solve the problem of optimizing fuel management in VVER/1000 reactor. To automate this procedure, a computer program has been developed.This program suggests an optimal core configuration which is determined to establish safety constraints. The suggested solution is based on the use of coupled programs, which one of them is the nuclear code, for making a database and modeling the core, and another one is Hopfield Neural Network Artificial (HNNA).The first stage of computational procedure consists of creating the cross section database and calculating neutronic parameters by using WIMSD4 and CITATION codes. The second one, consists of finding the optimum core loading pattern by applying the primary fuel assemblies of the VVER/1000 reactor core, using the HNNA method that based on minimizing power peaking factor (PPF) and maximizing the effective multiplication factor (keff). In the third second one, we apply a heuristic method to flat the flux core and decreasing the power peaking factor of the core. It consists of finding the best axial and radial variation of enrichment distribution to reach an optimum core loading pattern, by using HNNA and the cross section database.Finally, we compared obtained results of these methods to obtained results of the primary core, Suggested pattern of the Russian contractor.In total, the results show that applying the HNNA led us to the appropriate PPF and keff. Therefore, we achieved to a set of two basic parameters PPF and keff as effective factors on satisfying the safety constraints of VVER/1000 reactor core. It should be mentioned to say that the obtained results of HNNA suggested pattern is promising.Therefore, these methods ultimately eventuated to find the optimum configuration for VVER/1000 reactor core. 相似文献
13.
14.
锆合金因具有耐腐蚀、耐辐照、低蠕变,以及较好的中子学性能等特点,被广泛用于制造压水堆燃料包壳管、定位格架等燃料组件构件。从中子物理学角度,锆同位素在中能区存在较为明显的共振现象。工业应用广泛的传统等价理论共振方法只考虑燃料区的共振效应,对于包壳材料中锆同位素的共振现象,通常予以忽略,或简单以典型参考背景截面(通常为3×10-22 cm2)下产生的微观截面来考虑。这些传统处理方式可能会导致多达200~300 pcm的反应性偏差。因此,基于对影响压水堆燃料包壳锆同位素有效共振截面的各种主要因素的分析,本文确定了一种预制截面表的锆同位素共振计算方法。数值结果表明,这种共振处理方法可提供较为准确的锆同位素多群微观截面,并能有效改善组件无限增殖因数的计算精度。此外,也对这种方法在弥散型燃料锆基体共振计算中的适用性进行了探讨。 相似文献
15.
16.
热管冷却反应堆(简称“热管堆”)高温运行下的结构热膨胀效应会显著影响反应堆的传热和中子物理输运过程。本文提出了一种考虑固体堆芯显著膨胀的几何更新和反应性反馈方法,并构建了基于动态几何的中子物理/热工/力学3场核热力耦合分析程序。在核热力耦合中主要考虑温度引起微观截面的变化、材料密度的变化以及热膨胀引起堆芯尺寸的变化。基于提出的核热力耦合方法,对MegaPower热管堆进行了核热力耦合分析,分析了不同松弛因子下,堆芯功率分布和径向功率因子的收敛性。核热力计算表明,热膨胀造成堆芯边通道的中子泄漏增加,从而产生负反应性反馈;同时,边通道中子泄漏增加加剧了功率分布的不均匀性,传热恶化,考虑核热力耦合后,径向功率因子从非耦合情形的1.20提升到1.23,燃料峰值温度增加11 K。 相似文献
17.
全陶瓷微密封(FCM)燃料是一种弥散颗粒燃料。由于弥散颗粒燃料存在双重非均匀性,传统的确定论方法及蒙特卡罗方法皆难以处理这种双重非均匀效应以获得有效多群截面。本文基于超细群方法建立FCM燃料的有效多群截面计算方法。为描述燃料棒内TRISO颗粒的非均匀性,在共振能量段,通过采用超细群方法求解包含TRISO颗粒的一维球模型得到超细群缺陷因子,通过超细群缺陷因子修正所有核素的超细群截面即可将颗粒和基质均匀化。由于TRISO颗粒在热能区也存在较强的自屏效应,在热能区,利用穿透概率及碰撞概率等价得到多群缺陷因子,通过多群缺陷因子修正所有核素的多群截面将燃料和基质均匀化。均匀化后的FCM燃料组件即可视为普通压水堆燃料组件进行共振计算。利用丹可夫修正因子等价得到FCM燃料组件各燃料棒的等效一维棒模型,对一维棒模型求解超细群慢化方程从而得到共振能量段的有效自屏截面。数值结果表明,该方法能有效处理FCM燃料的双重非均匀性,得到精确的有效自屏截面。 相似文献