NECP软件包中NECL子群数据与任意几何共振模块研制

本文基于子群方法对NECP软件包开发了多群数据库模块和子群共振计算模块。采用本实验室开发的二维任意几何输运程序矩阵MOC作为子群共振模块的求解器。使用MCNP与子群程序计算一系列的共振基准题,并比较了两者所计算的无限增殖因数k_inf和²³⁵U与²³⁸U的微观截面。结果表明,子群程序对任意几何有良好的适应性和精度,可适用于二维任意几何的共振计算。     

在MCNP中考虑共振弹性散射的修正方法

蒙特卡罗方法采用自由气体模型来考虑中子与靶核的弹性碰撞中的热效应。传统的模型假设绝对零度下的弹性散射截面是常数,忽略了截面的共振效应所带来的影响。为在自由气体模型中考虑共振弹性散射效应,采用多普勒展宽舍弃修正方法,修正了连续能量蒙特卡罗程序MCNP的自由气体模型,并对Mosteller轻水堆多普勒基准题进行了分析。数值结果表明：对于轻水堆,在热态零功率的情况下,忽略共振弹性散射会高估燃料棒的无限介质增殖因数（k_∞）40～100 pcm,热态满功率下高估140～200 pcm;忽略共振弹性散射给燃料温度系数带来7%～15%正的偏差。同时分析了新的抽样方法对计算时间的影响,以及共振弹性散射效应对中子出射能量分布的影响。     

快堆多群数据库处理程序MGGC1.0的开发和验证

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（P_N）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。      

基于内维尔插值的不可分辨共振能区多温度截面生成方法研究

对于具有快中子能谱的核能系统,其共振截面在不可分辨共振能区因受温度效应的影响,无法准确获得该能区内每个能量对应共振峰的截面,在计算不同温度截面时,需考虑采用与可分辨共振能区不同的计算方法。本文在充分调研国内外蒙特卡罗中子输运中的不可分辨共振能区在线核截面生成方法现状基础上,结合了各核素不同温度下概率表的特征,提出使用基于内维尔(Neville)插值的不可分辨共振能区多温度截面生成方法,在保证核截面精度的同时提高了截面生成效率。国际快堆堆芯模型Bigten1及Bigten2等测试结果表明:该方法与基准值的偏差小于10 pcm,证明了方法的准确性与有效性,可用于反应堆多物理耦合计算。     

基于等价理论的压水堆包壳材料共振计算方法研究

共振自屏效应的处理是影响压水堆组件程序反应性精度的主要因素之一,压水堆锆包壳材料同样具有共振自屏效应,忽略其影响会对反应性造成100～300 pcm(1 pcm=10^-5)的偏差。目前,主要通过提供经验上的参考稀释截面与包壳等价理论处理包壳材料的共振自屏效应,但并未对其适用性及精度进行完整的分析。因此,本文采用DRAGON程序,通过一系列压水堆算例对这2种方法进行测试,确定包壳共振自屏效应的主要影响因素以及这2种方法的适用性。结果表明,包壳材料的共振自屏效应仅仅与包壳区的原子核密度、厚度、慢化区的水铀比有关,并且参考稀释截面方法可以满足大部分典型压水堆系统的计算精度,但是对于包壳区尺寸、原子核密度、慢化区水铀比变化较大的系统计算精度较差,而包壳等价理论计算精度和普适性强,可用于不同类型压水堆系统包壳材料的共振自屏计算。     

快堆用蒙特卡罗多群数据库制作方法研究

基于离散角方法,开发了蒙特卡罗多群数据库生成程序MGXSMC,该程序可以实现从输入文件读取截面数据或者从指定格式的截面库中读取截面,产生可供蒙特卡罗程序MCNP或RMC计算的数据库,并且可自动生成相应的索引文件列表。采用二维两群不带反射层的国际原子能机构(IAEA)压水堆(PWR)基准题和铅基快堆(RBEC-M)基准题对MGXSMC程序加工产生的核数据进行验证,计算结果表明,采用P₅阶近似多群截面与连续点截面计算的有效增殖系数(k_eff)结果相差24 pcm(1pcm=10^-5),而采用P₀阶近似多群截面与连续点截面计算的k_eff结果相差较大。由此说明蒙特卡罗多群数据库的制作方法和所开发的程序是正确的,同时,中子各向异性散射对铅基快堆计算结果影响较大,故制作蒙特卡罗多群数据库时应加入中子散射角数据。     

压水堆燃料包壳锆同位素共振计算研究

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。     

核数据对球床式高温气冷堆燃料元件中子学特性的影响

球床式高温气冷堆采用了球形燃料元件,燃料区域由石墨基体和弥散在其中的包覆燃料颗粒构成,其外有与石墨基体相同材料的包壳;燃料球堆叠成填充率约为0.61的球床式堆芯活性区。在堆芯物理计算中,必须考虑其特殊的双重非均匀性结构对共振计算的影响。此外,由于石墨起到了中子慢化和结构材料的重要作用,其截面参数的准确性对共振计算和临界计算均有很大影响。本文采用蒙特卡罗中子输运计算程序SCALE/KENO-Ⅵ和Serpent-2,对比分析了ENDF/B Ⅶ.0和ENDF/B Ⅶ.1版本核数据库对不同燃料模型的有效增殖因数(keff)及反应率的影响,并进一步比较了不同双重非均匀性处理方法对计算结果的影响。结果表明,由于石墨吸收率增大,使用ENDF/B Ⅶ.1版本核数据库所得keff小于使用ENDF/B Ⅶ.0版本核数据库的结果,且计算模型中石墨材料越多,计算结果相差越大:对于包覆颗粒模型差别约为200pcm,对于燃料元件约为700pcm,对于堆芯单元约为1 600pcm。SCALE/KENO-Ⅵ程序使用DOUBLEHET模型进行多群蒙特卡罗计算所得结果与连续能量模型计算结果吻合良好,且计算效率高,对燃料球模型而言可节省约85%的计算时间。     

238U非均匀共振积分表的可行性分析

随着新一代反应堆设计的复杂化以及共振计算精度要求的提升,有必要在多群数据库中引入非均匀共振积分表来提升共振计算精度。对不同方案制作的²³⁸U核素非均匀共振积分表在嵌入式共振计算方法中的应用进行了精度分析,分析结果表明,慢化剂密度与硼浓度是非均匀共振积分在工程应用中必须考虑的因素。根据分析结果,改进了国际上现有的二维非均匀共振积分表,使用四维插值表来覆盖压水堆中可能出现的工况。数值结果表明,改进的²³⁸U非均匀共振积分表提高了共振计算的精度,提高了核数据库的适用性。     

NECP-X程序中基于全局-局部耦合策略的非棒状几何燃料共振计算方法研究

基于NECP-X程序中已经研发的全局-局部耦合共振计算方法,研究了针对非棒状几何燃料的共振计算方法。首先,采用中子流方法计算真实问题的丹可夫修正因子,以处理全局的空间效应;其次,基于丹可夫修正因子等效获得小规模问题周围慢化剂的几何信息;最后,对于小规模问题燃料区的有效自屏截面的计算采用共振伪核素子群方法。将该方法应用于非棒状几何燃料数值计算,结果表明,该方法在处理非棒状几何燃料栅元的共振计算时,与蒙特卡罗结果程序相比,微观吸收截面偏差不超过1.8%,无限介质增殖因数偏差不超过110 pcm(1 pcm=10^-5),具有较高的计算精度;在大规模问题的计算中,基于板状燃料的JRR-3M实验堆全堆在整个燃耗过程有效增殖因数偏差均在300pcm左右,组件功率偏差在整个燃耗过程不超过0.62%。因此,本研究提出的共振计算方法具有较高的正确率和精度。     

多普勒展宽舍弃修正对氟盐冷却球床高温堆中子学的影响分析

超热区中子的弹性散射易受靶核热运动影响,传统的蒙特卡罗程序采用常数散射截面自由气体模型来描述超热区中子的散射过程。研究表明,忽略共振弹性散射效应所引入的误差随温度的升高而增加,而氟盐冷却球床高温堆工作在高温条件下,为减小共振区弹性散射计算误差,有必要在中子学计算中使用多普勒展宽舍弃修正方法以考虑其共振弹性散射效应。本文使用修改源码后的蒙特卡罗程序MCNP5对氟盐冷却球床高温堆栅元开展中子学计算,发现经多普勒展宽舍弃修正后的²³⁸U的中子俘获率增加,无限增殖因数减小123～1182 pcm,且无限增殖因数偏差随燃料球栅元填充率及温度的升高而增大。     

考虑有效共振积分不确定度的抽样方法研究

在核反应堆物理计算中,核数据库中的截面是影响计算结果的重要因素,研究其不确定度对结果的影响具有重要意义。本文基于3个核评价数据库,利用NJOY程序制作了70种主要锕系核素和部分裂变产物的69群协方差数据库。开发了不确定性分析程序SUACL,该程序利用上述协方差数据库和国际原子能机构制作的69群WIMSD数据库,基于随机抽样的方法产生微扰后的多个核数据库样本;然后利用DRAGON程序对NEA/OECD基准中的PWR栅元进行了计算,计算结果表明,~(235)U和~(238)U两种核素裂变-裂变、辐射俘获-辐射俘获和弹性散射-弹性散射参数对对栅元k∞的相对不确定度与其他程序的吻合良好,验证了程序和理论方法的正确性。同时利用随机抽样方法对5个制作参数的不确定度进行了研究,发现包壳厚度的不确定性对无限增殖因数有较大影响,主要原因是其本身的相对不确定度较大。     

基于经典微扰理论的特征值灵敏度和不确定度分析

核数据不确定度作为组件/栅元计算不确定度的重要来源,备受重视和研究。本文采用经典微扰理论,推导输运计算中keff对于核数据的灵敏度系数和不确定度的计算方法。基于ENDF/B-Ⅶ.1制作多群协方差数据库,并根据所采用的组件输运求解程序的截面模型对分反应道协方差矩阵进行归并。开发灵敏度和不确定度分析程序COLEUS,对传统压水堆燃料栅元进行计算分析。数值结果表明,栅元计算的keff对235 U每次裂变中子产额的扰动最为敏感,238 U俘获截面对keff不确定度的贡献最大。目前的核数据的不确定度会给keff带来0.4%~0.5%的不确定度。     

基准模型keff对核数据的灵敏度分析及不确定度量化

为研究有效增殖因数（k_eff）对核反应数据的灵敏度,以科学量化核数据导致k_eff计算的不确定度,编制了输运计算积分量灵敏度及不确定度分析程序SURE。该程序采用多群S_N输运计算方法计算k_eff、角通量和伴随角通量,基于微扰理论确定k_eff对核数据的灵敏度,利用协方差数据量化评估k_eff计算的不确定度。利用ENDF/B-Ⅶ.1评价中子核数据库,制作了输运计算所需的多群核数据、灵敏度分析所需的各反应道多群截面和中子群转移矩阵、不确定度分析所需的多群协方差数据。采用上述数据,利用SURE分析了基准模型Godiva和Jezebel的k_eff计算值对核数据的灵敏度,以及核数据导致的模拟计算的不确定度。SURE的灵敏度计算结果与MCNP程序及FORSS程序计算结果符合较好。     

压水堆燃耗数据库的制作与验证

基于评价数据库ENDF/B-Ⅷ.0和EAF-2010研制了一套适用于CINDER90程序的压水堆用燃耗数据库,该数据库包含中子反应截面、衰变数据和裂变产额数据3部分。中子反应截面的加工分为两步,首先采用Inverted Stack算法和CRECTJ6程序将EAF 2010库的截面分支比融入ENDF/B Ⅷ0库全套中子评价数据,然后用NJOY2016程序处理成63群截面。衰变数据和裂变产额数据分别由MF8/MT457和MF8/MT454数据加工得到,裂变产额数据共包含36个裂变核的60组产额数据。以SFCOMPO 20中Takahama 3压水堆燃料组件为基准题,对研制的燃耗数据库进行了验证。结果表明,本文制作的燃耗数据库的方法是正确的,对于某些核素,如242Amm,制作的数据库比自带库的计算结果更接近实验值。     

核数据处理程序NECP-Atlas的开发与验证

本文开发了自主化的核数据处理程序NECP-Atlas,该程序将不同的核数据处理功能封装为不同的程序模块,可将评价核数据经过共振重构及线性化、多普勒展宽计算、不可分辨共振区处理、热中子散射计算、多群截面计算等过程,处理为WIMS-D/E格式多群数据库。采用WLUP（WIMSD library update project）基准题、国际临界安全基准题ICSBEP（international criticality safety benchmark evaluation project）等对NECP-Atlas加工产生的核数据进行验证,结果显示NECP-Atlas和NJOY-2016程序精度相当。     

基于启明星Ⅱ号的铅基堆核数据宏观检验

为提高铅基堆中子学模拟的可靠性,基于启明星Ⅱ号铅基零功率反应堆,开展铅基堆相关核数据的入堆宏观基准检验研究。采用周期法测量堆芯反应性,进而获得有效增殖因数keff为1001 14±0000 07。采用MCNP程序对铅基堆进行精细化建模,结合不同数据库内的中子评价核数据,计算实验燃料棒装载下的铅基堆芯的keff。比较结果可知,4种截面库计算的铅基堆keff模拟结果与实验结果吻合较好,最大相对偏差小于1%,其中,ENDF/B Ⅶ.1库的模拟结果与实验结果吻合最好,相对偏差和绝对偏差分别为025%和251 pcm。通过计算关键材料元素核数据引起keff的变化量,可知铅元素核数据引起的堆芯keff结果的波动量最大,在CENDL 31和JENDL 40中的铅元素引起keff的波动值分别为219 pcm和166 pcm。     

基于抽样方法的特征值不确定度分析

核数据是反应堆物理计算的基础数据,研究其不确定度对反应堆物理计算引入的不确定度,对提高反应堆的安全性和经济性具有重要意义。本文基于抽样理论研究了反应堆物理计算不确定度分析的方法,研发了不确定度分析程序UNICORN。基于ENDF/B-Ⅶ.1评价数据库,使用NJOY程序开发了多群协方差数据库。采用UNICORN程序和多群协方差数据库对三哩岛燃料棒和基准题RB31的k∞进行了不确定度分析,得到核数据库中各分反应道截面的不确定度对k∞造成的不确定度。结果表明:238 U(n,γ)截面对三哩岛燃料棒k∞造成的不确定度最大,相对不确定度达0.4%左右;协方差数据库的不同来源会对不确定度分析结果造成一定影响。