基于Krylov子空间及区域分解理论的二维矩阵特征线方法

针对传统特征线方法(MOC)求解中子输运方程计算效率较低的缺陷,构造基于Krylov子空间及区域分解理论的矩阵特征线方法。该方法可得到与传统MOC的基本方程等价的线性代数方程组,并通过基于Krylov子空间理论的广义极小残余(GMRES)算法进行高效的矩阵求解;进而提出矩阵MOC的空间非重叠区域分解算法,充分利用成熟的CPU并行技术,提高大型矩阵计算效率。通过沿用二维任意几何传统MOC程序AutoMOC的几何处理框架,实现上述理论,并基于AutoCAD二次开发功能编制出直观方便的区域分解几何处理程序。相关数值计算结果表明,这种矩阵特征线方法较传统MOC具有相近的计算精度和更高的计算速度,并对复杂几何和高散射比问题具有很好的适应性。     

压水堆高放长寿命裂变产物堆内嬗变平衡循环设计

基于压水堆多燃料循环管理计算,进行长寿命裂变产物（LLFP）核素堆内嬗变分析。基于长寿命裂变产物核素在乏燃料中的比重及核素的放射毒性,¹²⁹I和⁹⁹Tc作为当前嬗变研究的主要裂变产物。为避免碘同位素分离,参照乏燃料中¹²⁷I和¹²⁹I的组分比例,设计当前的碘化物嬗变靶件。将嬗变核素均匀弥散在惰性慢化材料ZrH₂中,放置在控制棒导向管内进行嬗变分析计算。基于该嬗变组件设计方案,对不同的换料方案进行评价和比较,进而搜索嬗变平衡循环。计算显示,当前带有靶件组件的布料方案可达到平衡循环,并能实现LLFP的嬗变。进一步嬗变优化方案设计受限于当前嬗变组件设计。     

ITER实验包层模块的三维确定论方法计算

本文提出了一种新的基于三维确定论方法的ITER实验包层模块中子学分析策略。该计算策略分为两步：第1步将包层模块离散,利用3D模块化MOC方法求解细群中子注量率;第2步在整个模块上利用简化球谐函数方法进行中子学计算。在此基础上编制程序,并对液态锂铅实验包层模块进行计算,给出了各区中子注量率、TBR等中子学参数,并与MCNP程序的计算结果进行比较,比较结果证明了计算方法及程序的正确性。     

加速器驱动次临界嬗变堆的参数敏感性分析

采用自主开发的加速器驱动次临界堆芯稳态分析程序LAVENDER,对加速器驱动次临界系统(ADS)的冷却剂种类、堆芯次临界度、燃料组件几何尺寸以及堆芯热功率进行敏感性分析。计算结果表明,针对加速器质子束流、次锕系核素(MA)嬗变率或热工安全裕量等单一堆芯性能参数进行优化时,往往导致其他堆芯性能参数的恶化。因此在ADS堆芯设计时,应做出折中选择以平衡不同设计目标参数。     

基于SARAX/DAKOTA的快堆设计多目标优化框架开发与验证

与具有大量运行经验、设计目的相对单一的压水堆相比,快堆设计经验少、设计目的更复杂,难以直接使用经验方法实现考虑多目标、多约束的堆芯设计以及布料方案的优化。本文将遗传算法用于快堆设计的多目标优化问题,对传统的遗传算法在编码方案和多目标的处理上进行了改进,使用中子学分析软件SARAX与优化工具箱DAKOTA搭建了针对快堆设计与布料方案优化的框架,并进行了功能上的验证和实际问题的应用。     

液态金属冷却快堆堆芯物理分析软件LoongSARAX的验证与确认

NECP-SARAX是西安交通大学核工程计算物理实验室自主开发的先进反应堆中子学分析计算系统。在此基础上,西安交通大学针对液态金属冷却快堆的堆芯物理工程设计与安全审评,定制开发了LoongSARAX。为了实现LoongSARAX的工程应用,规范性、系统性的验证与确认是该过程的重要一环。为此,本文针对LoongSARAX验证与确认研究,在搜集整理国际上关于液态金属冷却快堆物理计算基准题的基础上,建立了其验证与确认矩阵,并将程序分成不同模块,分别进行了模块验证、子系统验证和系统确认,范围涵盖冷却剂为钠和铅的快堆,如JOYO、ZPPR17A等。程序验证与确认表明LoongSARAX程序对于液态金属冷却快堆具有较高的计算精度,同时针对中国实验快堆(CEFR)开展了不确定度量化研究。结果表明,在99%置信度下,有效增殖因数计算结果的不确定度有90%的概率落在[-389 pcm, 300 pcm]以内。     

改进双排棒组件超临界水堆堆芯设计

为了提升堆芯性能,本文对现有的双排棒组件设计及堆芯设计方案进行了优化,并利用超临界核热耦合计算平台评估了优化后的方案。在组件设计中,为了减少寿期末堆芯中可燃毒物残余,优化了组件中可燃毒物棒的位置及可燃毒物含量。在堆芯设计中,为了延长堆芯寿期、降低包壳温度,对堆芯给水分配方案、换料方案及控制棒方案进行了一系列的优化。耦合计算结果表明,改进后的堆芯设计方案满足设计准则,堆芯寿期、卸料燃耗和包壳温度等参数均优于原方案。     

核反应堆物理确定论计算程序系统NECP软件包的研发与应用

NECP软件包是西安交通大学反应堆物理团队开发的确定论核反应堆物理计算程序系统,软件包包括自主化的NECP-Atlas、Bamboo、X和SARAX程序。NECP软件包经过了大量的验证与确认。数值结果表明,NECP软件包精度高,可满足不同反应堆物理计算需求,具有高度的通用性并实现了对压水堆的高保真建模和计算。目前程序已应用于我国大型压水堆项目、示范快堆项目等重点工程。应用结果表明,NECP软件包已达到甚至优于国际先进核设计程序水平,对我国核电软件自主化和核设计能力提升具有重要的意义。     

径向倒料式驻波堆堆芯概念设计

本工作在综合分析日本CANDLE堆和美国TerraPower公司设计的TP-1堆的基础上,提出沿径向倒料的驻波堆堆芯设计初步方案,通过高、低富集度组件在堆芯的混合布置展平功率,降低了堆芯的功率峰因子和组件的最大燃耗深度。通过倒换料,实现了增殖 燃耗波的传递。为能有效地利用行波堆增殖产生的易裂变核素,采用更换包壳的新技术,实现核燃料的持续利用。     

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)。