小波尺度函数展开在连续能量中子输运方程计算中的应用

小波展开能够很好地拟合剧烈变化的函数,近年来已被应用于模拟中子角注量率随角度剧烈变化的问题,并取得了令人满意的结果.中子能谱在共振区具有剧烈震荡的特性,本文介绍了利用能群与小波尺度函数展开相耦合来离散连续能量中子输运方程中能量自变量的方法.对中子注量率在共振区关于能量用小波尺度函数进行拟合,而在快中子区和热中子区利用分群计算的方法.初步的数值结果表明,该方法使有效增殖系数计算精确,并能够得到中子注量率在共振区随能量的精细分布,对共振自屏蔽的精确计算具有重要意义.     

基于深度卷积神经网络的堆芯换料方案性能评价研究

为精确高效地评价堆芯换料方案的性能,本文基于深度卷积神经网络算法提出了一种换料方案--堆芯关键参数预测方法。该预测方法引入Inception-ResNet的卷积网络结构以提高网络深度和学习效率,通过学习基于换料经验生成的大量堆芯换料方案,拟合得到换料方案与堆芯关键参数之间的映射关系。针对某二代改进型机组的实验结果表明,该预测方法对测试集中堆芯换料方案的临界硼浓度的平均预测误差为0.86 ppm,功率峰因子与核焓升因子平均相对误差分别为0.54%与0.38%,平均每个换料方案关键参数预测用时0.000 5 s左右。上述结果表明本文提出的预测方法具有较好的泛化能力和较高的可靠性,为换料方案优化提供了一种快速评价的方法。     

聚变裂变混合堆燃耗计算及燃料成本分析

基于轻水冷却的压力管式混合堆,采用压水堆卸载的乏燃料以及天然铀氧化物陶瓷燃料,建立混合堆包层的换料方案,详细计算了包层中子学性能随燃耗的变化情况,计算结果表明,包层在维持3000 MW热功率输出的同时,可以保证氚自持(氚增殖比TBR>1.20),而每5 a仅需向包层添加80 t左右的重金属燃料。基于建立的平衡循环计算了包层采用不同燃料时的单位发电燃料成本。结果表明,采用乏燃料和天然铀时的单位发电燃料成本分别为1.82×10-3、1.35×10-3$/(k W·h)。     

连续能量核数据敏感性分析及其在AP1000中的应用

AP1000是典型的第三代核电技术,对AP1000反应堆进行核数据的敏感性分析是不确定度量化分析的基础,对AP1000后续的安全分析有重要作用。本文基于反复裂变几率方法在蒙特卡罗前向计算中求解共轭通量,并根据一阶微扰理论得到keff对核数据的灵敏度系数。针对反复裂变几率方法普遍存在占用内存大的问题,采用稀疏矩阵的存储方式降低内存。针对计数效率低、统计涨落大的问题,采用重叠块法提高计数效率。通过在蒙特卡罗程序NECP-MCX中开发连续能量核数据敏感性分析功能模块,并对AP1000进行连续能量核数据灵敏度系数的计算,得到了对keff的灵敏度系数影响较大的核数据,同时将计算结果与MCNP6进行了比较。结果表明,NECP-MCX和MCNP6的计算结果吻合较好。     

去射线效应堆外探测器响应函数计算研究

堆外探测器响应函数表征了堆芯活性区各位置处的裂变中子对堆外探测器响应的贡献,通过共轭S_N输运计算可快速得到堆外探测器的响应函数。然而,堆外探测器远离堆芯且相对于堆芯体积很小,S_N方法的计算结果会受到射线效应的影响。为解决堆外探测器响应函数计算中的射线效应问题,研究了共轭首次碰撞源射线效应消除方法。此外,为克服共轭首次碰撞源方法在三维堆芯计算中面临的计算量大、内存需求高等问题,研究了共轭首次碰撞源的并行化计算方法和动态内存管理方法。基于韩国Kori-1压水堆的计算结果表明：共轭首次碰撞源S_N方法和多群蒙特卡罗方法具有相当的计算精度,但计算效率高1个量级。     

基于NECP-X的全局-局部耦合共振自屏计算方法研究

为应对高保真共振自屏计算所遇到的挑战,提出了全局-局部耦合共振自屏计算方法。将所有共振自屏效应及相关效应分为全局的效应和局部的效应2类,其中全局的效应较弱或者与能量无关,而局部的效应较为强烈。因此将共振自屏计算分为全局计算、耦合计算和局部计算3个步骤:全局计算建立粗糙模型,采用中子流方法计算丹可夫修正因子,处理全局的效应;耦合计算根据丹可夫修正因子守恒将待求解问题中的燃料棒等效成一维模型;局部计算采用较为精确的共振伪核素子群方法,处理局部的效应。基于NECP-X实现了该方法,数值结果表明,该方法在效率方面比传统方法提高至少一个量级,无限介质增殖因数的计算精度也提高了100~300 pcm。     

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。     

NECP-X中基于改进泄漏项分割技术的二维/一维耦合输运方法

二维/一维耦合输运方法较好地平衡了效率与精度,因此被广泛应用于一步法全堆芯输运计算。二维/一维耦合输运方法中,由于泄漏项在方程右端,导致二维特征线法(MOC)计算时方程右端总源项在迭代过程中可能成为负值,造成迭代发散。本文针对二维/一维耦合输运计算中的负源项问题,提出了一种改进的泄漏项分割方法。新的泄漏项分割方法可在不造成计算精度损失和仅增加有限内存的条件下,显著提高二维/一维耦合输运方法的稳定性。通过强泄漏算例、C5G7基准题、VERA-3A基准题等进行测试,表明该方法对提高二维/一维耦合输运方法稳定性具有显著的效果。     

中子输运计算的角度多重网格加速和L-W外推加速技术

把角度多重网格(ANMG)加速方法及Lyusternik-Wagner(L-W)外推加速技术应用于三维多群离散纵标三角形节块稳态中子输运数值计算程序(DNTR).一系列输运问题的数值结果表明:ANMG加速方法具有较好的加速效果,且对强各向异性散射和强散射比问题有很强的适应性.在ANMG加速方法的基础上增加L-W外推加速技术后,可以使整体加速效果更加显著.     

非均匀变分节块法

传统的节块方法均属于均匀节块法,要求节块内的材料必须是均匀分布的。对于传统的固体燃料核反应堆,该近似处理带来的误差是可接受的;但对于液体燃料的熔盐堆,流动的燃料由于空间上连续变化的温度和核密度分布而具有连续变化的宏观截面,使传统的节块方法无法在保证计算精度的同时取得较高的效率。为尝试解决该问题,本文在一维扩散近似的情况下,基于变分节块法推导了能处理空间连续变化截面的非均匀变分节块法,并开发了相应的计算程序Violet-Het1D。数值结果表明,在相同的节块划分和展开阶数条件下,非均匀变分节块法和均匀变分节块法计算时间相当,但前者的计算精度高于后者。