Numerical Study of Higher Order Perturbation Theory

The higher order perturbation theory is studied numerically. The one-dimensional diffusion equation is solved by the conventional (1st order) and the higher order (2nd and 3rd order) perturbation methods. The results are compared with those exactly calculated, and the accuracy, the effect of the higher order terms and limit of the perturbation method are examined. When the perturbation in the reactor is non-uniform, the higher order perturbation method is found to be effective. When the perturbation is uniform, however, the higher order terms are of relatively small importance.     

节块格林函数法的微扰计算

在反应堆物理设计和分析时,经常要进行微扰计算,以快速分析堆芯中子截面扰动下反应性的变化量。本文从微扰计算的普遍公式出发,给出了节块格林函数法（ＮＧＦＭ）下微扰计算的具体公式。通过对比验算,验证了ＮＧＦＭ下的微扰公式,并且证明微扰计算需要的是节块法的数学共轭解而不是物理共轭解。     

A Matrix Operator Method for Reactor Calculation

As a means of numerically computing neutron flux distribution, a matrix operator method is considered. In this method time, space and neutron energy are discretized, i, e., considered as discrete variables, and the operators describing the neutron motion are defined in each interval of the discrete variables. The operators consist of space and energy operators, which describe the spatial and the energy distribution of the neutron flux respectively. The operation of these matrix operators on the collision density and the pseudo neutron flux vectors yields the neutron flux distribution of the entire system.

This method may be considered an extension to space of the conventional multi-energy treatment, and eliminates tedious procedures to take account of boundary and initial conditions. It eases moreover the selection of time interval from the computational point of view.     

高次谐波滤除方法在ADS次临界堆瞬发中子衰减常数计算中的应用

欧盟开展的外源倍增(MUSE)系列实验表明:脉冲中子源(PNS)方法是一种适用于深次临界堆中子增殖系数(keff)测量的方法,在PNS方法中,瞬发中子衰减常数α的准确与否是精确测量keff的关键.本文针对“快热”耦合次临界装置——“启明星1#”上的α测量进行分析,采用高次谐波滤除方法,得到拟合α值的时间区间,在该时间区间内得到的α与探测器位置无关.同时将由α计算出的次临界系统的瞬发中子倍增系数kp与蒙特卡罗程序(MCNP)计算结果进行对比分析,两者符合较好.研究表明:高次谐波滤除方法可有效避免α值测量依赖于探测器位置的问题,由该方法得到的α值可用于加速器驱动洁净核能系统(ADS)次临界反应堆keff离线监督.     

中子输运计算界面流方法的微扰计算

以六角形几何中子积分输运计算界面流算法及其相对应的数学共扼方程计算为基础,利用微扰原理计算了当反应堆六角形组件中栅元核参数发生微量变化时系统反应性的变化。计算结果表明,本文所开发的基于六角形几何中子积分输运算法的微扰计算方法是正确的。     

Approximate Calculation Method for Second Order Sensitivity Coefficient

A simple method has been developed for calculating the second order sensitivity coefficient of static and burnup-dependent core performance parameters. The method is applied to a small and a large fast breeder reactors. Changes in core performance parameters due to 10% cross section changes are compared with that predicted by the first and the second order sensitivity analyses. Numerical results reveal that the changes in breeding ratio, reaction rate ratio of the ²³⁸U capture to the ²³⁹Pu fission rate and burnup reactivity loss due to the 10% change in the ²³⁹Pu fission cross section and/or the ²³⁹Pu v-value show nonlinear behavior, and the second order sensitivity can predict the changes accurately.     

考虑源扰动效应的高阶蒙特卡罗微扰研究

微扰计算可用于估计由特定反应堆参数扰动引起的有效增殖因子的变化,同时是反应堆敏感性分析及不确定性分析的基础。传统蒙特卡罗(蒙卡)微扰计算方法扰动阶数低,不易于向高阶推广,且由于没有考虑系统扰动引起的源扰动效应,计算误差较大。为了克服传统方法的缺点,提高蒙卡微扰计算的精度,对考虑源扰动效应的高阶蒙卡微扰方法进行研究。数值计算结果说明:源扰动效应在蒙卡微扰计算中起着重要的作用,不考虑源扰动效应会带来较大的计算误差;随着计算阶数的增加,微扰计算的结果更加精确。     

反应堆动态参数的蒙特卡罗计算研究

介绍缓发中子有效份额(βeff)、有效中子代时间(Λeff)和本征值的概念及其蒙特卡罗程序计算方法。采用Prompt Method方法计算得到βeff;微扰法得到Λeff;采用瞬发中子密度衰减直接拟合法和间接求解法得到本征值;将各种反应性状态下的拟合得到临界c本征值,并与实验测量的c值进行比对,结果符合很好;并对动态参数蒙特卡罗程序计算的各种方法进行不确定度分析。     

空间堆堆芯热管蒸气流动计算方法研究

空间核反应堆电源采用热管进行堆芯冷却。堆芯热管内部工质的蒸发与冷凝导致内部蒸气流动与管内流动有很大不同,必须考虑变质量流动和轴向速度分量与径向速度分量两者的存在。对堆芯热管内蒸气流动的压力、温度分布和速度分布的计算方法进行研究,开发空间堆堆芯热管蒸气流动的计算程序SNPS-HPD,利用钠热管的实验数据对程序进行验证,并利用SNPS-HPD对HP-STMCs空间堆堆芯锂热管在不同运行工况下的蒸气流动特性进行设计校核计算。计算结果与文献计算值符合较好,说明SNPS-HPD程序可用于空间堆堆芯热管的设计校核计算。     

Calculation of Space-Dependent Reactor Transfer Function by Few-Pole Expansion Method

The “few-pole expansion method” gives an approximate solution of the general space-dependent linear kinetics.

The mathematical meaning of this method is first briefly described. A numerical calculation of the space-dependent, two-group, two-region reactor transfer function is made with the use of the few- pole expansion. Even an expansion with only two terms is found to provide good agreement with the transfer function measured by pile-oscillator.     

蒙特卡罗方法在反应堆物理计算中的应用

利用蒙特卡罗 (MonteCarlo简称MC)方法对高通量工程试验堆的堆芯物理进行了计算 ,计算了该堆的 5个临界装置的有效增殖系数keff以及一个实际运行的复杂堆芯中考验回路内的考验燃料元件的中子通量 ,计算结果与实验值符合得很好     

蒙特卡罗方法在快堆组件参数计算中的应用

在快中子反应堆中,中等核素的散射共振现象以及空间耦合效应较为明显。为解决此问题,使用基于蒙特卡罗方法的Open MC程序产生少群快堆组件参数,传递给基于确定论方法的堆芯程序进行混合计算。采用二维径向-轴向坐标几何的等效堆芯作为产生组件参数的计算模型。数值结果表明,该方法很好地解决了结构材料在高能区的散射共振现象;同时混合计算的相对误差均小于1%,可应用于快堆的稳态计算。     

用高阶泰勒多项式积分方法求解点堆中子动力学方程

在求解点堆中子动力学方程组中,对中子密度使用分段全隐式高阶泰勒多项式近似技术,给出一求解点堆中子动力学方程组的数值积分方法,并对该方法进行了修正优化.实例计算并与传统的三阶Hermite插值多项式法的比较表明:该方法能显著消除刚性方程组带来的数值计算不利因素,对给定的反应性输入能够取得较高精确度的数值结果,计算过程简洁,且计算速度快,通过对高阶泰勒多项式的修正,计算精度有了进一步提高,可适宜于反应堆中子动力学控制的设计分析和仿真计算.     

离散纵标与蒙特卡罗耦合方法在反应堆屏蔽计算中的应用

建立基于离散纵标方法计算程序DOT以及蒙特卡罗方法计算程序MCNP的耦合方法。通过为MCNP程序SSR命令提供二进制源描述文件,实现在不重新编译MCNP程序条件下的离散纵标与蒙特卡罗耦合。在600 MW核电厂反应堆堆坑小室屏蔽计算中应用耦合方法的计算结果验证该方法的正确性。在耦合方法中研究探索源偏倚策略的实现方式,计算结果表明,源偏倚技术应用与离散纵标与蒙特卡罗耦合方法计算中,能有效降低统计方差,提高计算效率。     

反应堆吊篮结构梁型振动频率的计算方法

提出了一种反应堆吊筛结构在水中作梁型振动的分析方法,介绍了计算模型,端部弹性支承刚度、等的确定,最后得到了振动频率的计算公式。     

CFBR-Ⅱ堆裂变率计算

为研究CFBR-II堆裂变率的具体分布,建立了基于MCNP程序的裂变率计算方法,并利用国外高富集度铀裸球装置进行了验算.针对CFBR-II堆实际结构的限制,设定了上下半球45o方向的虚拟孔道,沿此方向计算了裂变率的细致分布.结果表明,裂变率最大处位于高富集度铀区域中间某点,而非位于系统中心或上下半球球心.采用分布积分法进一步得到系统中心归一后的总裂变率为3 150.3,其中,贫化铀反射层贡献占5%.     

基于蒙特卡罗方法的微型钠冷快堆堆芯物理设计计算

应用MCNP-4C程序为微型钠冷快堆(MFR)概念设计建立了精确的物理计算模型,并对其临界物理特性、中子注量率分布、功率分布和反应性控制进行详细计算.结果表明:MFR的基本物理特性满足堆芯物理设计要求和设计目标,堆芯功率密度和中子注量率分布均匀合理;控制系统能实现安全有效的反应性平衡,满足反应堆长期运行的需要.