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。     

水中氚放射性活度分析的不确定度评定

首先给出核分析不确定度评定的步骤为:不确定度来源分析,分析不确定度涉及哪些参数;给出参数的数值;相关参数的不确定度;标准合成不确定度;报告结果及其不确定度。然后以电解浓缩-液体闪烁法分析水中氚活度为例,分别计算电解浓缩倍数、测量水样的重量、净计数率、标准氚水活度、标准氚水净计数率的标准不确定度,进行合成,得出水中氚活度的不确定度。     

热工水力程序计算结果不确定度分析方法

简要介绍了国内外应用较为广泛的两种分析程序计算结果不确定度的方法，这两种方法是ＣＳＡＵ方法和ＵＭＡＥ方法。对这两种的特点进行了比较，并根据我国的两头提出了建议。     

核截面不确定性引起的keff不确定度的直接蒙特卡罗方法计算

核截面数据不确定性是现阶段造成核装置的k_eff计算不确定度的重要因素,本文采用直接蒙特卡罗方法分析核截面数据引起的k_eff不确定度。直接蒙特卡罗方法首先根据核截面协方差矩阵直接模拟产生多套随机核截面数据,然后利用现有堆芯计算程序计算核装置的k_eff,最后对k_eff计算结果进行统计,得出由核截面数据引起的k_eff计算不确定度。通过对Jezebel-²³⁹Pu基准装置和中国实验快堆首炉堆芯进行计算和分析,验证了方法的合理性与可行性。     

CEFR首炉堆芯核设计计算不确定度分析

在中国实验快堆（CEFR）设计阶段,堆芯计算不确定度分析主要是基于在俄罗斯开展的零功率模拟实验获得的,相关不确定度的理论分析评价工作存在不足。本文采用统计抽样方法、确定论微扰方法及直接扰动方法,通过对不确定度来源进行计算分析,给出了堆芯核设计计算的主要结果参数,包括k_eff、控制棒价值、钠空泡效应及功率分布的不确定度定量评价。通过CEFR的分析工作,建立了核设计不确定度评价的方法流程,为后续中国示范快堆核设计的不确定度评价分析奠定了基础。     

不确定度分析方法探讨

详细讨论了燃料元件不确定度分析的数学方法,对FUA程序的数值求解过程作了一些补充,扩充的IFUA程序的数值求解过程可分为3个阶段,在每一阶段都增加了新的数学处理方法供用户选择。新引入的数学处理方法为:(1)超拉丁方抽样;(2)逐步回归;(3)用Pearson概率分布族求解概率密度函数。完成的例题表明,IFUA程序使用方便、灵活。     

铀标准溶液不确定度分析

摘要：分析了由八氧化三铀配置标准溶液过程中有关参数信息。如天平、吸量管、容量瓶、滴定管等因素对铀标准溶液测量不确定度的影响,这些因素反映了测量系统不确定性的基本特征,实际上是误差源引起的测量系统不确定度的主要原因,考虑误差源对合适指标特征的不确定度评定,计算出铀标准溶液合成不确定度与扩展不确定度结果为{ 0.44% }。铀标准溶液测量结果表示为（25.29±0.44）Bq/mL     

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。     

非参数统计分析方法在冷凝试验不确定度分析中的应用

SCOPE试验的核心目标是在CAP1400非能动安全壳冷却系统运行参数范围内验证蒸汽/空气混合气体冷凝现象的目标关系式,为安全壳响应分析提供输入。试验结果不确定度分析是试验数据分析的必要步骤,对于评价试验结果的品质具有重要意义。本文采用随机抽样加WILKS公式非参数统计分析方法确定SCOPE试验Sherwood数不确定度区间,为冷凝试验不确定度分析提供了简洁的理论方法。文中介绍的不确定度分析方法可方便地拓展到其他试验数据分析处理中,具有重要的工程应用价值。     

基于抽样方法的燃耗计算核素积存量不确定度分析

基于抽样基本原理研究了应用于燃耗计算的不确定度分析方法,并开发了燃耗计算不确定度分析程序。基于评价核数据库ENDF/B-Ⅷ.0的裂变产额标准差和衰变常量标准差计算得到了衰变常量协方差矩阵和带相关性的裂变产额协方差矩阵,并结合SCALE6.2程序包的56群反应截面协方差数据库,对Takahama-3压水堆组件基准题中SF95-4样品进行不确定度分析。计算了反应截面、衰变常量和裂变产额不确定度引起的核素积存量的不确定度。计算结果表明,反应截面的不确定度是锕系核素积存量不确定度的主要来源,裂变产额和衰变常量的不确定度对部分裂变产物的积存量会引入较大的不确定度。但考虑裂变产额相关性后,裂变产额引起的不确定度显著降低。     

核数据不确定性对次临界堆增殖性能的影响初步研究

用M—c方法对核废料焚烧炉(ABR)模型中所用核素数据的不确定性对增殖性能的影响进行了研究,从中了解核数据精确评估的重要性和有针对性地开展中子学积分实验的必要性。     

地震载荷下反应堆系统的不确定性量化

反应堆结构力学分析中,由于设计变更、制造安装、计算偏差等因素的影响,会导致力学分析关键输入参数存在一定的不确定性,这种不确定性将直接影响到动力响应、载荷分配与最终的力学评价结果。为量化参数不确定性对载荷计算的影响,本文采用不确定性量化的方法,以反应堆系统为研究对象,开展了地震载荷下系统关键结构参数对系统动力响应与载荷分配的不确定性量化研究。首先依据关键参数的基本特性,利用最大熵原理,建立了描述反应堆系统部件间接触刚度和间隙的概率密度函数。随后,应用马尔科夫链蒙特卡罗采样技术对系统关键参数进行采样,并通过有限元瞬态计算获得了输入输出数据池。最后,以样本数据为基础,考察了不确定性参数对部件动力响应统计分布的影响,开展了名义模型的可靠性与不确定性量化分析。研究发现,结构参数不确定性对系统响应的影响在不同部位、不同频域内呈现不同的分布。在考察名义模型的可靠性时应根据响应具体形式有针对性地进行量化。本文所提出的不确定性量化方法对核动力装置其他系统和设备的动力分析具有推广价值。     

三种堆型核燃料循环经济性比较

本文详细地分析了压水堆、高温气冷堆、快堆三种堆型核电厂的燃料循环过程,建立了燃料循环费用的计算模型和灵敏度分析模型。对三种堆型的核燃料费用进行了分析比较,指出快堆是燃料费用最经济的堆型。     

核动力装置安全壳内氢气扩散传播过程的三维非定常数值模拟

研究了对核能系统火灾安全具有重要意义的核动力装置安全壳内氢气的扩散传播过程，采用圆柱坐标下的三维非稳态数学模型研究了含阻挡物的半圆柱体密闭壳体下部氢气在浮力作用下的运动过程。     

200MW低温供热堆堆芯实时仿真研究(英文)

200MW低温堆是一种重要的新型反应堆。其堆芯流动采用自然循环。由此建立和选择高精度的模型,主要有堆功率模型;剩余功率释热模型;堆芯热传导模型;热工水力模型;欠热沸腾模型;CHF模型等。用吉尔算法和阿当姆斯算法相互印证求解,通过确定合适的算法,实现准确地实时仿真低温堆堆芯热工水力过程。     

国外核潜艇反应堆系统事故浅析

本文针对国外已发生的核潜艇反应堆系统事故进行了梳理分析研究,发现国外核潜艇反应堆系统事故多发生于早期型号,近年各国在役及新一代核潜艇未出现反应堆系统发生事故的报道。此外,还发现各国已发生的核潜艇反应堆系统事故中,失水事故和反应性事故所占比例最大。本文研究表明,通过先进核安全方法及技术的采用、核安全文化的重视、核安全监管力度的加强,反应堆系统事故可不会给核潜艇带来额外的事故风险,核反应堆及核安全能够不成为制约核潜艇发展的主要因素。     

世界核电发展趋势与高温气冷堆

核能的发展面临经济竞争力、核安全、核废物的最终处置及防止核武器材料扩散的挑战。为改善公众的可接受性 ,核电厂的安全性进一步改进。电力市场体制的非管制化改革加剧了电力技术的竞争。环境保护意识增强使核废物的处置倍受关注。 80年代中期以来发展的先进轻水堆核电厂如ABWR ,System 80 ,EPR ,AP60 0等是今后一段时期内商用核电的主力堆型。进入 2 0 0 0年之际 ,美国能源部正在规划发展第四代先进核能系统 ,目标是在 2 0 2 0年或之前 ,向市场提供经过验证的成熟的第四代核电厂技术 ,以替代美国退役的核电容量。球床高温气冷堆被认为是第四代先进核能系统的优选技术。南非ESKOM电力公司选择了球床高温气冷堆作为今后核电发展的堆型。清华大学承担设计和建设的 10MW高温气冷实验堆计划在 2 0 0 0年内临界。通过10MW高温气冷堆的建造 ,我国已形成了高温气冷堆技术的自主知识产权 ,初步具备了自主设计、制造和建造的能力     

大亚湾核电站反应堆厂房防火分区

大亚湾核电站按照国家核安全局的要求进行例行的“10年安全审评”,火灾危害性分析是“10年安全审评”中的重要内容。本文结合大亚湾核电站的实际状态和特点,对大亚湾核电站反应堆厂房进行了防火分区及相应分析,为安全审评后续行动提供了依据。     

CANDU反应堆物理程序和方法

简要介绍了加拿大原子能公司目前用于ＣＡＮＤＵ反应物理设计和分析的计算机程序和方法,对栅元,超栅元和堆芯三种计算方法及相应的计算机程序进行了讨论。对物理分析中每 理论表达和应用的求解方法也作了说明。     

秦山600MW核反应堆控制棒热态落棒实验模拟分析

本文详细分析了控制棒下落运动的受力情况，并建立了相应的数学模型，结合秦山60MW控制棒热态落棒验数据。对模型中的有关系数进行了拟合。用拟合的系数进行热态落棒数值模拟．模拟结果与实验结果吻合很好，验证了数学模型的正确性。为控制棒下落的机理分析和数值求解控制棒落俸提供了理论依据和求解方法。