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。     

微观燃耗方程求解方法研究与数值验证

研究分析了求解燃耗方程的多种计算方法,包括泰勒级数展开(Taylor)方法、Pade近似(Pade)方法、尺度平方(Scale)方法、特征值(Eig)方法、切比雪夫有理近似(Cram)方法、拉格朗日插值(Lagrange)方法、牛顿插值(Newton)方法、范德蒙矩阵方法和子空间(Krylov)方法,比较分析了各算法在计算效率和计算精度的优劣,最终确定了Cram方法为求解燃耗方程的优选算法。采用Cram方法开发完成了燃耗方程的求解程序,并进行了基准题的验证。结果表明,开发完成的燃耗方程求解程序具有较高的计算精度。     

基于切比雪夫有理近似法的燃耗程序开发

基于切比雪夫有理近似法(CRAM)对燃耗方程进行求解,采用EAF数据库,开发了燃耗程序ABURN。计算了聚变堆第一壁活化例题和UO2燃料燃耗例题,并将ABURN程序的计算结果与欧洲活化程序FISPACT进行对比。结果表明,ABURN程序可达到FISPACT程序同等精度,并且由于采用了CRAM,程序在燃耗步设置方面具有高度的灵活性,初步验证了ABURN程序的可用性与准确性。     

基于切比雪夫有理近似方法的点燃耗程序开发

基于切比雪夫有理近似方法（CRAM）开发了点燃耗求解程序。程序采用2套燃耗数据库,精细燃耗数据库和简化燃耗数据库,并将点燃耗程序与输运系统耦合。计算了定注量率辐照问题和衰变问题,以及JAEA轻水堆基准题,计算结果与国际知名程序对比。结果表明,程序在定注量率辐照问题和衰变问题的计算上,核子密度精度与ORIGEN2相当,单栅元和组件计算结果与HELIOS1.11以及参考解吻合良好。      

基于切比雪夫有理逼近方法的蒙特卡罗燃耗计算研究与验证

燃耗计算在反应堆设计、分析研究中起着重要作用。相比于传统点燃耗算法,切比雪夫有理逼近方法(Chebyshev rational approximation method,CRAM)具有计算速度快、精度高的优点。基于超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统Super MC(Super Monte Carlo Simulation Program for Nuclear and Radiation Process),采用切比雪夫有理逼近方法和桶排序能量查找方法,进行了蒙特卡罗燃耗计算的初步研究与验证。通过燃料棒燃耗例题以及IAEA-ADS(International Atomic Energy Agency-Accelerator Driven Systems)国际基准题,初步验证了该燃耗计算方法的正确性,且IAEA-ADS基准题测试表明,与统一能量网格方法相比,桶排序能量查找方法在保证了计算效率的同时减少了内存开销。     

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。     

等效天然铀燃料混合比计算方法研究

基于一阶微扰理论,采用合理假设与近似,研究了等效天然铀（NUE）燃料的回收铀（RU）和贫铀（DU）混合比计算方法,确保了NUE燃料与天然铀（NU）燃料之间的等效。所采用的混合比计算方法精确考虑了微观截面随燃耗的变化。在此基础上,开发了ALPHA计算程序,并将其与WIMS-AECL程序一起组成了适用于重水堆NUE燃料混合比计算的程序系统。数值验证表明,该程序系统能准确求解NUE燃料混合比。     

基于CRAM的压水堆燃耗程序开发及验证

正基于CRAM方法开发了燃耗求解程序MCRAM,利用Cinder90燃耗数据库生成了3 400阶燃耗矩阵(图1),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验证,并与其他程序的计算结果进行比较。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误差小于5%,计算精度与ORIGIN2程序的相当(图2)。     

刚性限制法在瞬态中子输运计算中的应用

刚性限制法（SCM）可有效缓解中子动力学方程中的刚性问题,可采用较大时间步长获得同等计算精度,提高计算效率。现有SCM主要用于求解两群瞬态中子扩散方程。本文将SCM应用于求解多群瞬态中子输运方程,在原有中子输运方程特征线方法求解程序PEACH的基础上,增添了瞬态求解功能,开发了PEACH-K程序。采用OECD/NEA最新发布的基准题C5G7-TD对PEACH-K程序进行数值验证,结果表明,PEACH-K程序在大时间步长下仍具有很高的计算精度,且具有良好的数值稳定性。     

二维输运燃耗耦合程序开发与验证

为准确计算反应堆内燃耗问题,建立了基于二维离散纵标法及BATEMAN燃耗方法的输运燃耗耦合计算方法,并开发相应的计算程序。基于ENDF/B-Ⅶ评价库开发了175群中子和42群光子截面数据库MUSE-F1.0,采用OECD/NEA发布的MOX燃料快堆基准题对耦合计算方法及程序系统进行验证计算。结果表明,耦合计算程序结果与基准题吻合良好,误差在8%以内,初步验证了耦合计算程序在快堆嬗变工程应用中的可行性。     

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.     

Development and validation of the code COUPLE3.0 for the coupled analysis of neutron transport and burnup in ADS

The analysis of the fuel depletion behavior is critical for maintaining the safety of accelerator-driven subcritical systems(ADSs). The code COUPLE2.0 coupling 3-D neutron transport and point burnup calculation was developed by Tsinghua University. A Monte Carlo method is used for the neutron transport analysis, and the burnup calculation is based on a deterministic method. The code can be used for the analysis of targets coupled with a reactor in ADSs. In response to additional ADS analysis requirements at the Institute of Modern Physics at the Chinese Academy of Sciences, the COUPLE3.0 version was developed to include the new functions of(1) a module for the calculation of proton irradiation for the analysis of cumulative behavior using the residual radionuclide operating history,(2) a fixed-flux radiation module for hazard assessment and analysis of the burnable poison, and(3) a module for multi-kernel parallel calculation, which improves the radionuclide replacement for the burnup analysis to balance the precision level and computational efficiency of the program. This paper introduces thevalidation of the COUPLE3.0 code using a fast reactor benchmark and ADS benchmark calculations. Moreover,the proton irradiation module was verified by a comparison with the analytic method of calculating the210 Po accumulation results. The results demonstrate that COUPLE3.0 is suitable for the analysis of neutron transport and the burnup of nuclides for ADSs.     

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。     

燃耗数据库基准检验方法研究

燃耗数据库基准检验方法对于研制高准确度的燃耗数据库至关重要。本文以TAKAHAMA 3压水堆辐照后检验实验中SF95样品的建模为例，研究了建模要素对燃耗计算的影响，确定了燃耗实验建模的方法，开展了燃耗信用制研究感兴趣的锕系和裂变产物核素积存量计算值与实验值的比对。比对结果显示，主锕系核素计算偏差小于2%，大部分次锕系核素偏差小于10%，大部分重要裂变产物核素偏差小于5%。本文还对125Sb积存量随燃耗深度变化规律进行了理论分析，确认了破坏性放化实验测量结果存在缺陷，并进一步获得了125Sb积存量的修正值，使计算偏差从接近170%下降到20%以内。本次研究表明，燃耗数据库基准检验研究不仅需发展适当的燃耗实验建模方法，还需对实验数据进行适当的评价。     

基于MOOSE平台的棒状燃料元件性能分析程序开发与验证

为实现对压水堆棒状燃料元件的精细化模拟,本文基于有限元平台MOOSE开发了棒状燃料元件性能分析程序BEEs。针对程序的燃耗、氧化层厚度和燃料温度模块分别进行了对比验证,采用BR3 Rod实验算例验证了长期稳态工况下BEEs程序的整体分析功能。结果表明,BEEs程序能获得合理准确的模拟结果,初步具备了稳态工况燃料性能分析能力。     

基于SCALE的熔盐堆添料与后处理系统分析程序开发及验证

在线添料及在线去除中子毒物是熔盐堆区别于其他固体燃料反应堆的主要特征之一,能够实现较高的燃耗深度和燃料利用率。然而,现有的反应堆物理计算分析软件SCALE不能直接模拟熔盐堆的燃耗计算。因此,本文耦合SCALE中的截面处理模块、临界计算模块以及燃耗计算模块,开发了一套适用于多流体熔盐堆的添料与后处理系统分析程序MSR-RRS,实现熔盐堆的在线添料、裂变产物在线处理或离线批次处理等模拟功能。基于MSR-RRS对现有的单流熔盐增殖堆和双流熔盐快堆的燃耗性能进行了验证。结果表明,MSR-RRS计算结果与基准模型结果符合较好。MSR-RRS适用于多种堆型、多种燃料循环运行模式。     

基于CITATION-ORIGEN2球床堆平衡态计算程序的实现

基于确定论中子扩散软件CITATION和点燃耗软件ORIGEN2,编写了球床堆分析程序COBBLE,以实现指定燃料球加载策略下的球床堆平衡态燃耗计算。COBBLE程序采用谱区能谱修正方法,通过迭代求解得到球床堆堆芯平衡态参数。本文选取简化的球床模块高温气冷堆(PBMR)堆芯进行建模,计算其功率分布及燃耗分布,并使用基于蒙特卡罗方法的球床堆燃耗计算程序PBRE进行了验证与分析。结果表明,COBBLE程序适用于球床堆的平衡态燃耗计算。