COSINE软件包组件计算程序LATC的燃耗计算模块开发与验证

燃耗计算是反应堆组件参数计算程序的核心功能之一,其计算精度直接影响堆芯物理计算精度。本文系统研究了组件参数计算程序中燃耗计算方法,建立了燃耗计算理论模型,给出了能有效解决燃耗方程刚性的数值方法,根据此方法编制了LATC程序的燃耗计算模块并进行了数值验证。计算结果表明,该燃耗计算模块精度较高,在大燃耗步、深燃耗下仍可得到合理可信的结果。     

基于RMC的蒙特卡罗燃耗计算氙振荡抑制方法研究

蒙特卡罗燃耗计算模型为中子输运弱耦合系统时,计算结果会出现数值振荡,从而引入较大误差,甚至导致计算终止。蒙卡燃耗计算中出现的数值振荡主要由堆内的裂变毒物氙驱动,所以如何有效抑制氙振荡是蒙卡燃耗计算研究的内容之一。强制平衡氙方法在各燃耗步功率保持恒定时有很好的抑制效果,但在小步长变功率燃耗计算时,所得的计算结果存在显著偏差。目前,国际主流的反应堆基准题提出了变功率燃耗计算的需求,为抑制小步长变功率燃耗计算的氙振荡,在堆用蒙卡程序RMC中开发了通用平衡氙方法。本文介绍RMC中主要采用的平衡氙方法,包括强制平衡氙方法和通用平衡氙方法。对数值验证的计算结果进行分析和比较,结果表明通用平衡氙方法能有效抑制定功率及小步长变功率蒙特卡罗燃耗计算的氙振荡现象。     

低价值控制棒中子吸收体材料燃耗相关数据的制作及验证研究

本文从燃耗方程出发给出了燃耗计算相关数据的内容,提出了使用蒙卡燃耗计算程序作为基准程序进行燃耗计算相关数据制作和验证的方法。应用该方法制作了低价值控制棒中子吸收体材料铽(Tb)和镝(Dy)同位素燃耗计算相关数据。数值计算结果表明,新制作的燃耗计算相关数据具有很高的计算精度。最终给出了满足低价值控制棒中子吸收价值要求的铽镝合金设计方案的计算结果。     

基于最佳一致逼近多项式的燃耗计算方法研究

本文研究了一种基于最佳一致逼近多项式（MMPA）的燃耗计算方法求解燃耗方程。相比于切比雪夫有理近似方法（CRAM）和围道积分有理近似方法（QRAM）,MMPA方法只需一次矩阵求逆计算即可求解燃耗方程,且所有计算都是实数运算,具有数值稳定性好、求解效率高等优点。进一步研制了基于MMPA方法的点燃耗程序AMAC,并耦合蒙特卡罗输运程序OpenMC,采用衰变例题、固定辐照例题、OECD/NEA压水堆栅元燃耗基准题和沸水堆组件燃耗基准题进行验证,程序计算结果与实验值及各参考值吻合良好,初步验证了MMPA方法在理论和数值上的正确性和有效性。     

中国先进研究堆燃耗反应性系数测量

中国先进研究堆(CARR)燃耗反应性系数测量试验采用控制棒棒栅效率刻度法来获取初装态反应堆满功率运行时的燃耗反应性系数。该试验的目的是通过测量获得反应堆燃耗反应性系数,为将来CARR长期安全运行提供原始基准数据,同时验证设计理论计算结果。试验采用了两种测量方案,两种测量方案获得的燃耗反应性系数均为负值,且二者数值符合度高,测量结果与核设计值有一定偏差,但满足试验验收准则。     

基于高阶CRAM的燃耗程序开发与验证

本文基于高阶切比雪夫有理近似方法（CRAM）研制了点燃耗程序ICRAM,并内耦合于蒙特卡罗输运程序OpenMC,形成了一套燃耗计算分析程序OPICE。与传统部分分式分解（PFD）形式的CRAM相比,高阶不完全局部分解（IPF）形式的CRAM具有数值稳定性好、计算精度高和步长包容性更好等特点,满足高保真燃耗计算发展的需求。为提高耦合计算精度,OPICE采用了预估-校正和子步法两种耦合策略,支持纯衰变、定通量和定功率3种计算模式。通过OECD/NEA压水堆栅元燃耗基准题和快堆燃耗基准题的验证,程序计算结果与实验值及各参考值吻合良好,初步验证了OPICE的正确性与有效性。     

蒙特卡罗燃耗计算程序MCNTRANS的开发与验证

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。     

基于计数器数据分解的RMC全堆燃耗计算研究

内存不足是蒙特卡罗方法大规模输运模拟的关键问题。对于反应堆燃耗分析,需在输运过程中统计大量反应截面数据,计算机内存限制了燃耗计算规模。本文基于反应堆蒙特卡罗程序(RMC),利用数据分解方法对计数器数据并行存储,并与点燃耗并行耦合,实现计数器数据分解和燃耗数据分解的综合并行方法。对全堆基准题进行数值测试,结果表明综合并行方法可明显降低计算内存,验证了数据分解对蒙特卡罗大规模燃耗分析的有效性。     

新型燃料组件计算软件SimFA燃耗计算策略研究与验证

如何在合理的时间步长下准确地模拟含钆(Gd)燃料的燃耗行为一直是组件计算程序开发工作中密切关注的问题。为了提高用于核电厂控制室全范围模拟机的少群截面参数的精确度,中核武汉核电运行技术股份有限公司(CNPO)开发了新型燃料组件计算软件Sim FA。本文对Sim FA的燃耗计算方法,特别是含Gd燃料的燃耗计算策略进行了介绍。与传统燃耗计算方法以及国际同类权威软件的计算结果比较显示,Sim FA采用的扩展的预估-校正方法(EPC)与带燃耗子步的线性反应率方法(LR)相结合的燃耗计算策略,在计算精度和计算速度方面表现出良好的综合性能,允许在不丢失计算精度的情况下用较大的时间步长进行燃耗计算,可以认为是一种适用于含Gd组件的燃耗计算策略。     

高浓铀快堆裂变产物的反应性效应及假想裂变产物的等效方法

本文利用高浓铀快堆燃耗近似计算方法对230种裂变产物进行了非均匀燃耗计算。以裂变产物的反应性效应为依据,研究了三种假想裂变产物的等效方法。我们推荐其中一种等效方法,它将所有裂变产物等效成两种假想裂变产物,其反应性效应在整个燃耗过程中的最大误差仅约2%。     

Development of a Method for Evaluation of Pin-wise Power Distribution in Fuel Assemblies of Fast Reactors

In the design of fast reactor core with higher burnup and higher linear power, prediction accuracy of burnup history of fuel pin should be upgraded so as to assure fuel integrity without extra design margin under increased neutron fluence and burnup. A method is studied to predict fuel pin-wise power and its burnup history in fast reactors accurately based on an analytic solution of diffusion theory equation on hexagonal geometry with boundary condition from core calculation by finite-differenced diffusion calculation code. The present method is applied to a fast reactor core model, and its accuracy in predicting fuel pin power is tested. The result is compared with the reference solution by the finite difference calculation with very fine mesh. It is found that the present method predicts the power peaking factors in fuel assemblies accurately. The fuel pin-wise nuclide depletion calculation is also done using neutron fluxes for each fuel pin. The result shows that the fuel pin-wise depletion calculation is very important in predicting the burnup history of the fuel assembly in detail.     

高阶预估-校正燃耗方法在压水堆组件计算中的应用

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。     

Development and Validation of Burnup Code Based on High-order Chebyshev Rational Approximation Method

Based on high-order Chebyshev rational approximation method (CRAM), a point-burnup code named ICRAM was developed and internally coupled to Monte Carlo code OpenMC, forming a burnup calculation and analysis program OPICE. Compared with the traditional partial fraction decomposition (PFD) form of CRAM, the high-order incomplete partial fractions (IPF) form of CRAM has the characteristics of good numerical stability, high calculation accuracy and better step tolerance, etc., which meets the needs of high-fidelity burnup calculation development. In order to improve the accuracy of coupling calculations, two coupling strategies including prediction-correction method and sub-step method were implemented in OPICE. Three different calculation modes were supported by OPICE to execute the decay, constant flux and constant power calculations. By calculating the OECD/NEA burnup benchmark and fast reactor burnup benchmark, the calculation results of OPICE are in good agreement with the experimental data and each reference value. The correctness and validity of OPICE are verified preliminarily.     

确定论数值反应堆程序NECP-X的开发及应用

数值反应堆是基于大规模并行计算平台,利用先进的物理模型和数值模拟算法,采用精细化建模,从而精确模拟反应堆在正常运行与事故工况中发生的各类物理现象的模拟技术。西安交通大学NECP团队基于自研的多群和连续能量数据库,提出了全局 局部耦合输运计算方法、大规模并行的2D/1D耦合输运方法等,开发了基于确定论方法的数值反应堆物理程序NECP X,并在此基础上实现了物理 热工 燃料性能分析的多物理耦合模拟计算。基于该程序及其耦合系统,在商用大型压水堆、研究堆和实验堆中进行了验证应用。数值结果表明,NECP X程序及其耦合系统可准确预测反应堆在运行过程中的关键安全参数随时间的演变情况,如有效增殖因数、功率、温度、应力、间隙宽度等,可为商用大型压水堆、研究堆和研究堆的设计及安全分析提供可靠的工具。     

基于CRAM的压水堆燃耗程序开发及验证

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。     

聚变-裂变混合能源堆球模型中子学对算研究

利用蒙特卡罗程序和自主开发的蒙特卡罗-燃耗耦合程序MOCouple-s,对北京应用物理与计算数学研究所提出的聚变-裂变混合能源堆球模型进行了对算研究。对初始时刻及各燃耗时刻下的有效增殖因数、能量倍增因子、氚增殖比、中子源强度等堆芯参数进行了比较,结果总体符合较好。对寿期末重要核素的成分进行了详细比较,除个别核素外,偏差很小,表明所采用的计算程序与核参数库一致性良好。对核参数库的选择、铀水体积比等对燃耗计算结果的影响进行敏感性分析,并对外中子源驱动的次临界堆芯的燃耗计算进行详细讨论,提出可行的燃耗计算基准。