核动力工程

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CPR1000机组两种典型首循环长期低功率运行能力分析

白成斐, 王欣欣, 蔡德昌

2014, 35(S2): 1-3. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0001

摘要(10) PDF(0)

摘要:
针对目前CPR1000机组两种典型首循环堆芯装载方案(含硼玻璃或含钆)的长期低功率运行(ELPO)能力分别进行分析论证。结果表明,在增加适当的运行限制情况下,两种典型首循环堆芯装载方案进行ELPO均是可行的。

基于中子倍增理论的反应堆物理启动分析

郝建立, 陈文振, 王少明

2014, 35(S2): 4-7. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0004

摘要(15) PDF(0)

摘要:
基于中子倍增理论,建立反应堆物理启动模型,对步距提棒过程进行数值模拟,并将计算结果与中子动力学方程的解进行对比;在此基础上,系统地分析次临界深度、提棒速度和提棒持续时间等因素对物理启动的影响。结果表明,在物理启动时需要特别注意反应堆的次临界深度。本文所得结论对反应堆的安全分析和控制运行有一定的理论意义和参考价值。

田湾核电站线功率密度保护参数计算

李友谊, 姚进国, 李载鹏, 杨晓强, 王汗, 董超, 叶刘锁

2014, 35(S2): 8-11. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0008

摘要(11) PDF(0)

摘要:
田湾核电站(TNPS)堆内核测量系统的54个中子温度测量通道分成4组,每组通道将自给能探测器电流转换为功率并通过扩展计算获得全堆芯的功率分布。电流转换为功率的系数等参数由堆内测量系统上层服务器计算获得并传递给下层服务器。每个燃料组件最大线功率密度由周边影响区域内的4个中子温度测量通道计算的线功率密度值加权平均得到,权重系数与自给能探测器到周边影响区域内燃料组件的距离有关。本文阐述这种由自给能探测器电流计算线功率密度保护参数的方法。该方法简易、响应及时,且误差小于5.7%,已成功应用在田湾核电站运行机组的实时在线保护中。

正则化径向基函数神经网络在堆芯轴向功率分布重构中的应用

彭星杰, 应栋川, 李庆, 王侃

2014, 35(S2): 12-15. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0012

摘要(9) PDF(0)

摘要:
将正则化径向基函数(RBF)神经网络应用于堆芯轴向功率分布重构,通过6节堆外中子探测器的读数值重构堆芯轴向功率分布。使用ACP-100模块式小堆的7740套功率分布以及对应的模拟堆外探测器读数,对RBF神经网络重构方法进行了验证,结果表明:正则化RBF神经网络重构方法可以精确地重构出堆芯轴向功率分布,并且具有良好的鲁棒性,可以克服功率分布重构问题所固有的不适定性。

次临界装置中子时间特性研究

白云, 杨波, 龚建, 彭先觉

2014, 35(S2): 16-18. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0016

摘要(10) PDF(0)

摘要:
用稠密等离子体聚焦源测量法确定次临界装置的瞬发中子衰减常数时发现,反射层材料不同的次临界装置具有不同的中子时间特性。本文采用蒙特卡罗方法分析带含氢反射层和带金属反射层两种次临界装置的有效增殖因数(keff)、瞬发中子代时间、能谱等中子学参数的时间特性。结果表明,对含氢反射层装置,在10-6 s的时间尺度内,泄漏的快信号反映装置内部活性区的特性;在10-6～10-4 s或更长量级的时间尺度内,中子的谱形和空间分布逐渐趋于平衡,泄漏信号表征整个次临界装置的定态特性。

特征统计算法换料优化程序CSA针对实际工程设计要求的改进研究

刘志宏, 赵晶, 石秀安, 张明, 高伟, 蔡德昌, 彭良辉

2014, 35(S2): 19-22. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0019

摘要(10) PDF(0)

摘要:
为了将自主开发的特征统计算法(CSA)燃料管理优化程序用于实际核电厂堆芯换料设计,需要针对换料设计中的一些特殊工程要求进行相应的改进。本文以岭澳核电站堆芯为计算模型,针对这些工程要求对原有CSA程序进行了改进开发,并分别在无可燃毒物堆芯、有可燃毒物堆芯以及平衡循环堆芯换料设计问题上进行了测试验证。最终的结果证明,CSA程序经过相应的改进后,完全可以真正用于核电厂堆芯换料设计和优化。

反应堆辐照生产²⁵²Cf的转换途径研究

吴明宇, 张强, 王事喜, 杨勇, 杨佳音, 王静

2014, 35(S2): 23-26. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0023

摘要(8) PDF(0)

摘要:
分析和计算252Cf生成链上的各个超钚核素在反应堆中产生、转换、嬗变的过程,计算不同靶核分别在热中子谱、快中子谱、经过优化的共振中子谱下的核素链的生成和转换效率,分析不同中子谱下的252Cf转换途径的效率和优缺点。计算程序为自主开发的多群点燃耗计算程序STEP1.0,该程序能够跟踪每一个可能的核反应路径并自动生成相应的燃耗链,能够精确地计算生成链上各个核素的变化情况,同时采用多群截面进行燃耗计算,精细地反映能谱变化对转换率的影响。计算和分析结果表明:以较稳定且质量数较大的超钚核素(如242Pu、244Cm、246Cm)为靶核,在经过优化的共振中子谱的辐照下能够获得高于热中子谱的转换率。

MOX堆芯中子注量计算方法研究

唐松乾, 谭怡, 应栋川, 魏述平

2014, 35(S2): 27-30. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0027

摘要(11) PDF(0)

摘要:
快中子注量是影响压力容器材料性能的重要指标。在堆芯装有钚铀氧化物混合燃料(MOX燃料),堆芯物理特性发生明显变化时,现有的屏蔽计算软件能否准确预测压力容器所受的快中子注量率值得研究。本研究分别使用MCNP、TORT、SCALE等国际通用的屏蔽计算程序对VENUS-2基准题进行分析比较。研究表明,各软件对含MOX燃料堆芯的中子注量率计算偏差均在合理的范围内,能满足工程设计的需求,MCNP程序的计算精度相对更高。

球床高温堆钍-铀混合氧化物装载方案中子学与事故分析

夏冰, 李富, 魏春琳, 陈福冰, 徐晓琳, 经荥清

2014, 35(S2): 31-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0031

摘要(10) PDF(0)

摘要:
根据钍-铀混合氧化物燃料在高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）框架下的中子学与瞬态事故特性,基于铀原子份额和燃料碳/重金属比例2种参数的参数分析,寻找混合氧化物（MOX）装载的优化方案。分析结果表明,随着碳/重金属比例的减小,单位产能对应的天然铀需求量降低,同时以失冷失压事故后燃料温度为代表的安全特性参数都逐渐恶化;最优化方案相比于HTR-PM实际燃料装载方案,可节省约8.5%的U₃O₈需求量[²0 kg/（GW·d）];同时混合氧化物方案对钍燃料的利用率很低,仅为6%左右,必须进一步探索提高钍燃料在线利用率的途径。

聚变裂变混合堆燃耗计算及燃料成本分析

祖铁军, 吴宏春, 郑友琦, 曹良志

2014, 35(S2): 34-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0034

摘要(15) PDF(1)

摘要:
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)。

铅铋冷却氮化物燃料小型模块化反应堆堆芯中子学特性分析

袁显宝, 曹良志

2014, 35(S2): 38-40. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0038

摘要(9) PDF(0)

摘要:
在充分分析国际上各种小型模块化反应堆优缺点基础上,设计出铅铋冷却氮化物燃料小型模块化反应堆(SMPBN),并对该堆型的中子学特性进行了详细分析。通过分析认为SMPBN具有以下突出优势:以乏燃料钚作为反应堆的驱动燃料,钍作为增殖燃料,可以解决由于铀资源缺乏对核电发展的制约;氮化钚和氮化钍作燃料,可以提高反应堆的安全性和燃料的转换比;液态铅铋作冷却剂和反射层,不仅提高反应堆完全自然循环的能力,而且可以提高中子的经济性;整个寿期内反应性的波动很小并且几个重要反应性系数都为负值,从而保证反应堆具有固有安全性。

基于一次通过式和闭式燃料循环的快堆堆芯概念设计研究

郑友琦, 吴宏春

2014, 35(S2): 41-43. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0041

摘要(9) PDF(0)

摘要:
分别针对一次通过式和闭式燃料循环提出了2种钠冷快堆概念设计,2种堆芯均采用金属燃料以达到更优的增殖性能。首先,设计了高增殖比的快堆堆芯,该方案增殖比可达到1.4,倍增时间约11 a。提出了用于长寿期运行的快堆堆芯,该方案利用倒料的方式实现堆内增殖-焚烧,达到38 a的不换料运行。在此基础上,比较了两种基于不同策略快堆设计的差异,从堆芯参数、资源利用率和经济性等角度对不同理念的快堆设计进行了初步的分析。

径向倒料式长寿期钠冷快堆方案研究

李志鹏, 郑友琦, 曹良志

2014, 35(S2): 44-47. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0044

摘要(15) PDF(0)

摘要:
提出了一种长寿期钠冷快堆的堆芯换料设计。基于增殖焚烧的燃耗策略,通过定期径向倒料,堆芯在不换料的情况下能够维持较长时间的临界,进而实现反应堆的长寿期设计。在本次方案设计中,采用一次通过的燃料循环方式,以U-Zr合金作为燃料材料,有利于防止核扩散;采用非均匀的布料方案,有利于内增殖组件的增殖以及展平堆芯功率分布;采用内收敛的径向倒料方式,有利于增殖组件的增殖与焚烧,提高堆芯寿期。初步计算结果表明,这种倒料策略是可行的。反应堆可以通过堆内倒料,实现38年不换料的运行,并且卸出的增殖组件可以用作下一个新堆芯的驱动组件,使新堆芯达到临界。堆芯关键参数都在现有长寿期快堆概念设计的可接受范围内。

加速器束流瞬变ADS次临界反应堆动态特性分析方法研究

于涛, 谢金森, 刘紫静

2014, 35(S2): 48-51. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0048

摘要(11) PDF(0)

摘要:
强流质子加速器(HPPA)的不稳定性产生的束流瞬变将导致加速器驱动次临界反应堆系统(ADS)的散裂中子源强度发生快速变化,进而对ADS次临界反应堆产生冲击。HPPA束流瞬变下的次临界反应堆动态响应特性是ADS研究的一个重要课题。本文在总结目前ADS束流瞬变问题研究工作的基础上,对已建成的ADS次临界实验装置"启明星1#"开展了初步的与束流瞬变相关的计算分析,提出了在束流瞬变分析中针对有/无外源情况采用多模式堆芯群常数和中子动力学参数实时调用的建议。

加速器驱动次临界嬗变堆的参数敏感性分析

周生诚, 吴宏春, 郑友琦, 李勋昭

2014, 35(S2): 52-55. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0052

摘要(12) PDF(0)

摘要:
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。

氟盐球床堆中钍铀的基本物理参量研究

朱贵凤, 邹杨, 徐洪杰

2014, 35(S2): 56-59. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0056

摘要(13) PDF(0)

摘要:
通过计算氟盐球床堆单球栅元物理模型,分析不同C/U、C/Th和不同燃耗深度下钍及铀球的中子产能、单位铀累积中子产量、单位钍累积中子销量等基本性质。结果表明,C/Th取80较为合适,钍燃耗深度范围为140～200 MW·d/kg(Th);C/U取400～600范围较为合适,铀燃耗深度范围为180～200 MW·d/kg(U);堆芯径向选择Th-U-Th布置较为合理。

三维离散纵标-蒙特卡罗耦合方法在快中子注量率计算中的应用

郑征, 吴宏春, 曹良志, 梅其良, 黎辉

2014, 35(S2): 60-63. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0060

摘要(7) PDF(0)

摘要:
采用三维离散纵标-蒙特卡罗耦合方法(SN-MC耦合方法)对压水堆压力容器的快中子注量率进行计算分析,并与离散纵标方法(SN方法)、蒙特卡罗方法(MC方法)的计算结果以及测量值进行比较。结果表明,SN-MC耦合方法的计算结果和测量值相比偏差在20%以内,满足美国核管会(NRC)法规导则RG1.19对快中子注量率计算方法偏差的要求;当SN-MC耦合方法和MC方法达到相同计数误差水平时,其计算速度比MC方法快2～10倍。

压水堆二次中子源源强计算研究

景福庭, 肖锋, 刘嘉嘉, 谭怡, 吕焕文

2014, 35(S2): 64-66. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0064

摘要(13) PDF(0)

摘要:
根据压水堆中二次中子源的产生机理建立了二次中子源源强计算方法。采用MCNP程序模拟计算了二次中子源组件中的核反应率(与产生中子相关)和中子注量率,得到了123Sb的平均辐射俘获截面和放射性活度到二次源源强的转换因子,相关参数可用于快速计算二次中子源源强。

蒙特卡罗方法在快堆组件参数计算中的应用

杜夏楠, 吴宏春, 郑友琦

2014, 35(S2): 67-70. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0067

摘要(14) PDF(0)

摘要:
在快中子反应堆中,中等核素的散射共振现象以及空间耦合效应较为明显。为解决此问题,使用基于蒙特卡罗方法的Open MC程序产生少群快堆组件参数,传递给基于确定论方法的堆芯程序进行混合计算。采用二维径向-轴向坐标几何的等效堆芯作为产生组件参数的计算模型。数值结果表明,该方法很好地解决了结构材料在高能区的散射共振现象;同时混合计算的相对误差均小于1%,可应用于快堆的稳态计算。

中国实验快堆k_eff计算值对核数据的灵敏度和不确定度分析

杨军, 喻宏, 徐李, 胡赟

2014, 35(S2): 71-75. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0071

摘要(10) PDF(0)

摘要:
为分析核数据引起的中国实验快堆(CEFR)k_eff计算值的不确定度,推导出基于一阶微扰方法的k_eff灵敏度计算式,基于多群节块扩散理论对k_eff的灵敏度计算式进行离散求解,并在快堆中子学分析系统(NAS)的基础上开发不确定度分析程序SUAPH,并对程序进行验证。根据现有协方差数据,采用SUAPH完成CEFR首炉堆芯k_eff的灵敏度和不确定度分析,由核数据引起的CEFR首炉堆芯k_eff的不确定度约为2.02%。

核数据对HTR-10和HTR-PM堆芯k_eff不确定性贡献的差别与机理分析

郝琛, 郭炯, 李富, 王黎东

2014, 35(S2): 76-79. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.0076

摘要(17) PDF(0)

摘要:
使用SCALE6.1程序中TSUNAMI-3D-K5模块,建立了10 MW球床高温气冷实验堆HTR-10和球床模块式高温气冷堆HTR-PM的完整三维堆芯模型,并采用其内置的44群协方差矩阵,分析了核数据不确定性对HTR-10及HTR-PM两种不同堆芯有效增值因子(keff)的影响。通过比较不同物质组成、不同堆芯状态下两种堆芯keff对不同核素、不同核反应的敏感性及不确定性,从机理上分析了核数据不确定性对HTR-10及HTR-PM两种不同堆芯keff不确定性贡献的差别。研究结果表明,堆芯尺寸不同导致中子泄漏不同、239Pu和235U物质比例不同及其平均裂变中子反应是造成两种堆芯keff不确定性差别的主要原因。

基于S/U分析方法的钍基熔盐装置核数据需求初步分析

王文明, 张环宇, 吴海成, 刘萍

2014, 35(S2): 80-82. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0080

摘要(10) PDF(0)

摘要:
采用蒙特卡罗微扰方法计算钍基熔盐堆装置(MSRE)的keff对关键核数据的灵敏度,结合数据中心制作的多群协方差核数据库,应用S/U分析方法分析核数据引入的不确定度,给出了核素数据重要性的排序。

基于反复裂变几率法的敏感性分析初步研究

丘意书, 梁金刚, 王侃

2014, 35(S2): 83-86. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0083

摘要(11) PDF(0)

摘要:
为研究在连续能量蒙卡程序临界计算中keff对核数据的敏感性分析方法,讨论keff对核数据的敏感性分析的理论基础。然后,阐述当前在连续能量蒙卡程序中广泛应用于伴随通量计算的反复裂变几率法的基本原理,以及伴随通量加权反应率的计数方法。最后,基于自主堆用蒙特卡罗程序(RMC),使用反复裂变几率法对聚乙烯球临界基准题进行敏感性分析。RMC计算结果与SCALE程序计算结果符合良好。

基于子群共振自屏方法的特征值隐式敏感性分析

刘勇, 曹良志, 吴宏春, 祖铁军

2014, 35(S2): 87-90. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0087

摘要(8) PDF(0)

摘要:
采用经典微扰理论,高效地得到问题相关的多群截面的扰动对特征值的直接影响,即显式敏感性。应用广义微扰理论,推导了在子群共振自屏方法中,多群共振自屏截面对非共振核素截面的灵敏度系数的计算方法。结合前两项内容,得到非共振核素通过共振自屏过程对特征值的间接影响,即隐式敏感性。根据与显式灵敏度系数的比较,分析了隐式敏感性相对于显式敏感性的重要性。

基于一阶广义微扰理论的燃耗灵敏度系数计算

杨超, 曹良志, 吴宏春, 祖铁军

2014, 35(S2): 91-93. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0091

摘要(11) PDF(0)

摘要:
采用一阶广义微扰理论,开发燃耗计算中核素的核子密度对反应截面的灵敏度分析程序。分析各核素的反应截面对244Cm在50 GW·d/t时核子密度的灵敏度系数,235U和239Pu的裂变截面和238U、240Pu、241Pu、242Pu以及243Am的俘获截面具有较大的灵敏度系数;243Am俘获截面的灵敏度系数在热中子区和共振区明显大于快中子区,因此243Am俘获截面精度的改善应该优先考虑热中子区和共振区。

基于VENUS-2临界基准的CosMC程序验证

胡家驹, 马续波, 陈义学, 余慧, 全国萍

2014, 35(S2): 94-97. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0094

摘要(10) PDF(0)

摘要:
堆芯中含有大量经过多个循环、燃耗较高的钚燃料时,堆芯中子学特性会发生变化。为了验证目前核数据库及现有程序对这种情况的计算精度,经济合作与发展组织核能机构(OECD/NEA)提出了VENUS-2基准实验。Cos MC程序是专门用来进行反应堆计算的蒙特卡罗程序,可以处理复杂几何模型。本文采用最新核数据库及Cos MC程序对VENUS-2基准进行了计算,计算结果与其他程序做了对比,结果表明:Cos MC的计算结果与实验测量值以及其他程序计算的部分结果符合的较好,说明用Cos MC程序计算含混合氧化物(MOX)燃料堆芯的临界问题是可行的。

燃料组件程序ROBIN-1.7的验证和确认

陈国华, 黄勇, 蒋校丰, 王涛, 张少泓

2014, 35(S2): 98-101. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0098

摘要(6) PDF(0)

摘要:
利用国际公开基准题开展ROBIN-1.7燃料组件计算程序的共振计算、输运计算、燃耗计算等模块的验证工作。分别利用临界基准问题、蒙特卡罗程序、OECD NEA燃耗基准问题及其他输运-燃耗基准问题等对ROBIN-1.7程序进行确认。验证及确认结果表明,ROBIN-1.7程序的共振计算、输运计算、燃耗计算等模块及集成计算结果是正确的;ROBIN-1.7程序对各问题主要物理参数(如反应性、棒功率分布以及同位素浓度)的计算精度达到了国际同类商业程序的水平,满足在压水堆中工程应用的要求。

ORIENT1.0软件系统的确认

王涛, 蒋校丰, 吕栋, 陈国华, 黄勇, 张少泓

2014, 35(S2): 102-104. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0102

摘要(9) PDF(0)

摘要:
ORIENT1.0软件是最新开发的压水堆堆芯物理分析与燃料管理的软件系统。本文介绍ORIENT1.0系统的程序确认情况。确认工作采用国内运行的3种堆型的运行测量数据进行,共计59个运行循环。比较的工况不仅包括零功率、低功率物理实验,还包括正常功率运行时的测量数据。确认结果表明,ORIENT1.0软件系统及系统所采用的中子学计算模型针对不同堆型均可给出满足工程精度要求的计算结果,其性能全面达到实际工程应用的要求。

反应堆蒙特卡罗程序CosMC验证策略初步研究

马续波, 姚远, 胡家驹, 吴军, 陈义学, 余慧, 全国萍

2014, 35(S2): 108-111. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0108

摘要(13) PDF(0)

摘要:
软件验证和确认(V&V)对保证软件质量具有重要意义,合理高效的V&V策略可以事半功倍。本文提出了用于反应堆堆芯计算分析的三维蒙特卡罗粒子输运程序(Cos MC)的验证和确认的现象定义级别排序技术(PIRT)表,采用国际上著名的临界基准实验和C5G7基准题Cos MC的临界计算功能及中子注量率计算的准确性进行了验证。验证结果表明:Cos MC用于临界计算是可靠的;C5G7基准题的计算结果与MCNP的计算结果吻合很好。

SONG—多功能栅格物理程序概述

司胜义, 陈其昌, 赵金坤, 卑华

2014, 35(S2): 112-115. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0112

摘要(7) PDF(0)

摘要:
面向下一代反应堆堆芯分析的多功能栅格物理程序(SONG)采用特征线方法(MOC)求解任意几何区域内的中子输运方程,可灵活模拟由棒状元件或板状元件组成的矩形栅格或六角栅格的两维燃料组件模型或两维堆芯模型。程序采用指数矩阵方法求解拓展的裂变产物链和全锕系嬗变链,以满足超长寿期、超深燃耗的钍铀燃料循环或铀钚燃料循环计算的功能需求。相关验证计算结果表明SONG程序满足预期要求。

快堆物理计算程序NECP-SARAX1.0开发

郑友琦, 吴宏春, NECP团队

2014, 35(S2): 116-118. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0116

摘要(18) PDF(0)

摘要:
针对快堆物理特点,提出一套用于快堆堆芯核设计和稳态分析的计算程序NECP-SARAX1.0。程序采用基于ENDF/BVII的连续能量数据库,利用OPENMC程序产生多群截面,堆芯计算采用非结构网格进行几何建模,采用SN节块输运方法以同时满足临界和次临界堆芯的计算需求,采用微扰方法计算堆芯多普勒系数。数值验证表明,该程序具有较高的计算精度,与蒙特卡洛(MCNP)直接计算相比,有效增殖系数(keff)偏差在100×10-5左右。

SONG—共振计算模块程序开发

陈其昌, 司胜义, 卑华, 赵金坤

2014, 35(S2): 119-122. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0119

摘要(12) PDF(0)

摘要:
栅格程序SONG的开发以各类新型反应堆的研发为主要目标,采用Stamm’ler方法和空间相关丹可夫(SDDM)方法进行共振计算,其共振计算模块在几何上具备对棒状和板状燃料元件的处理能力。Stamm’ler方法是基于等价理论的传统共振计算方法,该方法简单高效但无法考虑燃料元件内的精细空间自屏效应。SDDM方法在Stamm’ler方法基础上,进一步考虑燃料元件内不同区域的相关概率计算,实现了燃料元件内部空间相关共振自屏计算。现有Stamm’ler方法和SDDM方法相关理论均只针对棒状燃料元件,SONG程序中不仅实现了上述方法在棒状燃料中的应用,同时将其推广到板状燃料元件共振计算中,从而实现了多几何、多方法的共振计算模块。数值计算表明,SONG共振计算相关理论模型正确,共振计算精度满足要求。

确定论方法中共振弹性散射的修正方法研究

贺清明, 曹良志, 吴宏春, 祖铁军

2014, 35(S2): 123-126. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0123

摘要(16) PDF(0)

摘要:
截面加工软件(NJOY)程序求解无限均匀慢化方程时采用渐进散射核,忽略了共振弹性散射的影响,给特征值和多普勒系数的计算带来较大的误差。为在确定论程序中考虑这种效应,本文采用多普勒展宽舍弃修正(DBRC)方法修改了蒙特卡罗程序(MCNP)的自由气体模型,利用MCNP代替NJOY制作共振积分表。基于子群共振方法分析了轻水堆燃料棒的无限介质增殖因数和温度系数,并与MCNP的结果进行对比。数值结果表明,由于考虑了共振弹性散射效应,本文提出的修正方法提高了确定论方法的计算精度。

SONG—输运计算模块程序开发

陈其昌, 司胜义, 赵金坤, 卑华

2014, 35(S2): 127-130. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0127

摘要(12) PDF(0)

摘要:
多功能栅格计算程序SONG采用特征线方法(MOC)及粗网有限差分(CMFD)加速方法进行中子输运计算,具备在数据库能群结构下全组件精细几何计算能力。同时具有与MOC相适应的几何预处理模块,采用基于组件的模块化射线追踪,可处理方形、六角形组件及棒状、板状燃料元件。通过模块化的流程与数据结构设计,开发形成了几何无关的MOC输运求解模块,同时形成了可扩展的组件几何预处理模块。不同形状组件的几何处理模块与输运求解模块具有统一的数据接口。通过相关问题的计算表明,SONG程序具备多几何组件处理能力,同时输运计算结果具有较好的精度、效率及稳定性。

基于模块化特征线方法的二维/一维耦合输运程序开发

梁亮, 吴宏春, 郑友琦, 李云召

2014, 35(S2): 131-134. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0131

摘要(11) PDF(0)

摘要:
随着各种新堆型的提出,全堆芯非均匀计算的需求也日益迫切。基于需求和可行性的考虑,提出了二维/一维（2D/1D）耦合方法求解三维（3D）非均匀问题,国际上已经开发出许多这样的程序。本文基于模块化特征线方法开发了2D/1D耦合程序—MOCHA₂D1D,2D耦合程序计算采用模块化特征线方法,1D耦合程序计算采用Sn差分方法。经过验证,程序计算精度符合反应堆物理计算要求。

基于大规模并行计算的2D/1D耦合三维全堆输运程序Tiger-3D

吴文斌, 李庆, 王侃

2014, 35(S2): 135-139. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0135

摘要(12) PDF(0)

摘要:
2D/1D耦合方法求解三维输运方程具有快速、精确的优点;通常的2D/1D耦合方法利用轴向和角度方面的并行度,不能进行大规模并行计算。本研究在三维粗网有限差分(CMFD)框架下,径向采用区域分解并行的矩阵特征线方法(MOC),轴向采用扩散有限差分,综合利用2D/1D耦合方法径向和轴向的并行度,基于消息传递接口(MPI)实现大规模的并行计算,编写了Tiger-3D程序。数值验证表明,Tiger-3D程序具有良好的计算精度和较高的计算效率。

处理轴向三维非均匀效应的单组件均匀化模型

吕栋, 俞陆林, 韩宇, 王德忠

2014, 35(S2): 140-142. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0140

摘要(6) PDF(0)

摘要:
传统以两维单组件模型为基础的均匀化理论及后续的改进均匀化理论产生的粗网均匀化参数无法直接体现轻水堆(LWR)堆芯轴向所存在的非均匀性。本文提出了以单组件逐棒模型为基础的三维均匀化方法,为堆芯计算提供粗网均匀化参数,在维持堆芯粗网计算模型的前提下实现对三维效应的处理。基准数值实验表明,本文提出的方法具有较好的精度表现,适用于堆芯轴向三维非均匀性的处理。

离散纵标法中射线效应消除理论方法研究

陈蒙腾, 张斌, 陈义学, 胡也, 张鹏鹤, 赵京昌, 臧启勇

2014, 35(S2): 143-146. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0143

摘要(11) PDF(0)

摘要:
离散纵标法在计算大空腔、强吸收介质模型时会存在射线效应问题,使得通量密度呈现出空间震荡如锯齿波纹状分布。本文描述和分析射线效应及其产生原因,由于离散纵标法在求解输运方程时只沿特定的方向进行,把原来连续的方向变量转换成有限离散方向求解,而离散求积组不具备完整描述输运问题通量密度分布的能力。通过对主流方法进行研究分析,采取首次碰撞源方法作为目前主要的研究方向,自主开发了多维射线效应消除程序RAY,基准题的计算表明RAY能够有效地减弱射线效应。

三维中子/光子输运S_N程序的并行重构

程汤培, 雷伟, 衷斌, 沈华韵, 魏军侠, 邓力

2014, 35(S2): 147-150. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0147

摘要(13) PDF(0)

摘要:
基于离散纵标方法(SN)的三维中子/光子输运模拟程序因计算量大、计算时间长,难以很好地满足实际工程应用需求。本文基于几何区域剖分方法,在并行自适应结构网格应用支撑软件框架(JASMIN)上通过重新设计底层数据结构、功能模块并组装计算流程,实现了遗产程序的并行重构,提高了程序效率,拓展了计算大规模物理问题的能力。针对外源和临界计算两类典型问题,利用遗产程序自带测试例题和国际基准题验证了重构后并行程序的正确性。在可扩展性测试中,512个处理器核上模拟数亿自由度临界问题时,并行效率可达37.07%。

基于切比雪夫有理近似法的燃耗程序开发

韩文静, 张竞宇, 刘建征, 陈义学

2014, 35(S2): 151-154. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0151

摘要(6) PDF(0)

摘要:
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。

新型燃料组件计算软件SimFA燃耗计算策略研究与验证

刘婷婷, 林旭升, 杨森权, 谢政权, 罗芳绘

2014, 35(S2): 155-158. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0155

摘要(13) PDF(0)

摘要:
如何在合理的时间步长下准确地模拟含钆(Gd)燃料的燃耗行为一直是组件计算程序开发工作中密切关注的问题。为了提高用于核电厂控制室全范围模拟机的少群截面参数的精确度,中核武汉核电运行技术股份有限公司(CNPO)开发了新型燃料组件计算软件Sim FA。本文对Sim FA的燃耗计算方法,特别是含Gd燃料的燃耗计算策略进行了介绍。与传统燃耗计算方法以及国际同类权威软件的计算结果比较显示,Sim FA采用的扩展的预估-校正方法(EPC)与带燃耗子步的线性反应率方法(LR)相结合的燃耗计算策略,在计算精度和计算速度方面表现出良好的综合性能,允许在不丢失计算精度的情况下用较大的时间步长进行燃耗计算,可以认为是一种适用于含Gd组件的燃耗计算策略。

⁷LiH材料热中子散射数据研究

王佳, 宋红州, 叶涛, 胡泽华, 孙伟力

2014, 35(S2): 159-163. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0159

摘要(10) PDF(0)

摘要:
基于热中子散射理论,编制热中子散射数据计算程序Sirius。采用基于密度泛函理论的第一原理冻结声子方法,得到7Li H中7Li和H的声子态密度。利用Sirius程序和声子态密度,获取7Li H的热中子散射数据。理论分析表明,获得的数据合理。

乏燃料贮存格架吸收体布置方案对临界安全的影响研究

赵均, 韩嵩, 苏耿华, 石秀安, 蔡德昌

2014, 35(S2): 164-166. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0164

摘要(14) PDF(0)

摘要:
基于燃耗信任制的方法,采用APOLLO和MCNP5程序对格架中可溶硼浓度对中子有效增殖因子(keff)的影响进行研究,并对中子毒物类型和布置方式对keff的影响进行了分析。结果表明:格架中可溶硼的浓度变化引起keff变化的速率随着富集度升高而变慢,近似线性变化。格架内中子毒物间的互相干涉效应是影响其毒物价值的主要原因,中子毒物价值与硼不锈钢(BSS)板间距呈线性关系。根据乏燃料组件外中子能谱的分布改进中子毒物的布置方案,可以提高乏燃料贮存系统的临界安全性和经济性。

高密度乏燃料贮存格架临界安全设计

杨海峰, 霍小东, 易璇, 邵增

2014, 35(S2): 167-169. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0167

摘要(7) PDF(0)

摘要:
基于第三代先进非能动压水堆核电厂的设计特点、运行方式及其复杂的燃料组件设计,考虑各种能谱硬化因素,研究组件燃耗计算的运行条件组合,获得指定燃耗深度下的核素密度。建立乏燃料贮存格架的临界计算模型,并对临界安全分析中的关键因素(如末端效应、可信事故工况等)进行详细研究,最终初步设计出满足我国最新(临界)标准和要求的、可应用于实际工程的高密度乏燃料贮存格架。

圆柱形溶液系统临界事故分析程序研制与验证

于淼, 霍小东, 刘国明, 邵增, 易璇, 杨海峰

2014, 35(S2): 170-172. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0170

摘要(9) PDF(0)

摘要:
圆柱形溶液系统临界事故的分析评价具有重要的学术意义和工程价值。为实现该溶液系统临界事故的模拟与分析,本文研究了核临界事故的发生发展机理,自主研制了圆柱形溶液系统临界事故分析程序(CAACS),为后处理厂改造及后续商用后处理厂建设提供事故分析的技术手段,为后续的临界瞬态研究奠定基础。

SONG多群数据库的设计及制作

卑华, 赵金坤, 陈其昌, 司胜义

2014, 35(S2): 173-175. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0173

摘要(10) PDF(0)

摘要:
多功能栅格计算程序(SONG)是为适应新型反应堆的研发需求而开发的。在制作与之适应的多群数据库时,需要考虑新型反应堆在燃料、结构材料、冷却剂、慢化剂、能谱、燃耗深度方面的特性。应对新的需求,从燃耗链、能群结构、反应通道、共振参数等方面给出设计方案;利用经评定的核数据文件(ENDF)、核数据加工程序(NJOY)、核数据辅助加工程序(RUNBAT)、多群数据库管理程序(MANLIB),开展多群数据库的制作;针对该多群数据库进行了初步测试,结果表明数据库具备一定的可靠性。

CENDL-NP热谱临界基准检验

吴海成, 覃英参, 张环宇, 金永利, 王文明, 刘萍

2014, 35(S2): 176-178. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0176

摘要(6) PDF(0)

摘要:
为了解决CENACE-1.0库热谱临界实验中高估有效增殖因子(keff)的问题,选取多种类型的热谱临界基准实验,对制作CENACE-1.0库的基础评价数据库CENDL-NP-1.0进行基准检验。通过检验结果的趋势分析和相关性分析,发现热能区的235U裂变截面、辐射俘获截面和裂变平均中子数可能是导致高富集度铀金属热装置keff计算结果偏高的直接原因。

矩阵指数函数有理近似在点堆动力学中的应用

蔡云, 李庆, 王侃

2014, 35(S2): 179-182. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0179

摘要(10) PDF(0)

摘要:
采用矩阵指数函数有理近似求解点堆动力学方程,研究了Padé近似、求积组有理近似(QRAM)和切比雪夫有理近似(CRAM)3种方法,并采用Richardson外推提高精度。计算结果表明,在大正反应性插入时,QRAM和CRAM的效果更好;外推后的Padé近似可能出现稳定性问题,其他2种方法稳定性较好。

熔盐堆动力学软件开发

庄坤, 曹良志, 郑友琦, 吴宏春

2014, 35(S2): 183-185. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0183

摘要(8) PDF(0)

摘要:
基于燃料流动对缓发中子先驱核(DNP)空间分布的影响建立合适的熔盐堆动力学模型并开发了程序MOREL,选取了橡树岭国家实验室(ORNL)熔盐堆实验(MSRE)的实验数据对MOREL特别是DNP模型进行校验,结果表明MOREL可以用于熔盐堆动力学分析。

SCWR堆芯三维瞬态物理-热工水力耦合程序开发

王连杰, 赵文博, 陈炳德, 姚栋, 杨平

2014, 35(S2): 186-189. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0186

摘要(15) PDF(0)

摘要:
耦合三维中子时空动力学程序和超临界水堆（SCWR）热工水力计算程序,开发了适用于SCWR堆芯瞬态和事故分析的三维瞬态分析程序STTA。采用第二类边界条件节块格林函数方法 NGFMN_K求解瞬态中子扩散方程,采用串行耦合方法将SCWR子通道程序ATHAS嵌入NGFMN_K程序。通过压水堆基准题NEACRP-L-335和SCWR弹棒问题检验STTA程序,结果表明:STTA针对压水堆问题的计算结果与参考解符合良好,针对SCWR问题的计算结果合理可信,可用于SCWR堆芯的三维瞬态性能分析。

基于有限差分Newton-Krylov方法的中子-热工联立求解

张汉, 郭炯, 周夏峰, 范凯, 王黎东, 李富

2014, 35(S2): 190-193. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0190

摘要(10) PDF(0)

摘要:
利用Newton-Krylov方法联立求解中子-热工耦合问题,Newton迭代具有收敛速度高于传统耦合方法的优势。采用有限差分方法构建Jacobian矩阵,以避免需要Jacobian矩阵的解析表达式。利用有限差分方法直接计算Jacobian矩阵存在计算代价过大的缺点,通过考虑Jacobian矩阵的稀疏结构,减少了Jacobian矩阵的计算代价。通过二维简化中子-热工耦合模型,给出了Newton-Krylov方法与传统耦合方法的计算效率的对比,Newton-Krylov方法的计算效率具有明显优势。

燃料棒共振有效温度机理性模拟程序FRET研发

尹强, 柴晓明, 涂晓兰, 潘俊杰

2014, 35(S2): 194-196. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0194

摘要(9) PDF(0)

摘要:
利用蒙特卡罗程序模拟燃料棒中功率分布、利用燃料棒性能分析程序模拟燃料棒中的热力学行为,建立能够计算燃料棒共振有效温度的计算模型,并开发了燃料棒共振有效温度机理性模拟程序(FRET)。通过与SCIENCE程序包中SMART程序相关计算模块的计算结果对比,表明FRET程序能够准确地模拟计算压水堆不含可燃毒物燃料棒的共振有效温度。与工程使用的燃料棒共振有效温度计算程序相比,本文开发的机理性程序FRET不需要用户输入燃料有效温度的加权经验参数,能够计算不同类型燃料棒,具有更为广泛的应用性。

燃料棒性能分析软件FUPAC中燃料棒径向功率密度分布模型研发

涂晓兰, 柴晓明, 尹强, 刘东, 芦韡

2014, 35(S2): 197-199. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0197

摘要(8) PDF(0)

摘要:
本文提出中子学-热力学部分因素分离方法(PPS),解决APS在模拟UO₂-Gd₂O₃、IFBA等时存在的问题。为了使PPS方法更具工程实用性,对影响径向功率密度分布的因素进行敏感性分析,确定影响径向功率密度分布的关键参数,形成燃料棒热力学性能分析软件FUPAC中的径向功率密度分布模型。应用实测数据以及中子输运程序KYLIN-1精确计算结果,对本文提出的方法进行验证,结果表明:本文提出的方法具有较高精度,适用于UO₂燃料、UO₂-Gd₂O₃燃料以及IFBA等燃料棒的分析。

压水堆燃料棒辐照行为模型研究

周毅, 陈平, 张林, 李文杰, 邢硕, 郭兴坤, 刘振海, 涂晓兰

2014, 35(S2): 200-202. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0200

摘要(9) PDF(0)

摘要:
针对压水堆燃料棒辐照行为,建立分析模型,包括热学模型、力学模型、裂变气体释放模型、包壳辐照生长和腐蚀模型。通过与试验数据的对比,验证了模型的有效性。该模型可用于评价燃料棒的结构完整性、开发性能分析软件。

双富集度18个月换料燃料管理可行性研究

张仕勋, 邹婷婷, 张洪, 潘晖

2014, 35(S2): 203-206. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0203

摘要(12) PDF(0)

摘要:
针对核电厂18个月换料模式下组件批卸料燃耗不高、燃料利用率不高等问题,采用富集度分别为4.45%和4.95%的2种燃料组件进行燃料管理方案设计,给出了双富集度18个月换料的主要计算结果。结果表明,通过对燃料组件和可燃毒物进行合理化布置,双富集度18个月换料方案可以满足18个月换料周期运行的设计准则要求。在相同的循环长度下,堆芯平均卸料燃耗更高,组件使用费用更少,经济性更好。

压水堆主回路裂变产物源项计算程序开发

徐治龙, 吴晓春, 万海霞, 李龙, 邵静, 刘黎丽, 张京

2014, 35(S2): 207-210. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0207

摘要(13) PDF(0)

摘要:
为了开发拥有自主知识产权的核电厂主回路源项计算程序,对裂变产物的生成、释放和迁移等各个过程进行深入研究,建立和完善各个过程的计算模型,形成了一套完整的压水堆主回路裂变产物源项计算方法,在此基础上开发了主回路裂变产物源项计算程序,并进行了初步验证。

三维离散纵标程序在CAP1400核电厂堆内构件发热率计算中的应用

丁谦学, 王梦琪, 黎辉, 梅其良

2014, 35(S2): 211-214. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0211

摘要(14) PDF(0)

摘要:
采用三维离散纵标(SN)方法程序TORT计算了CAP1400核电厂堆内构件发热率,并将计算结果与蒙特卡罗(MC)方法程序MCNP以及两维SN方法程序DORT计算结果进行比较。在针对反应堆模型进行屏蔽设计时,需求解固定源问题,应用西屋公司开发的SORCERY程序将pin by pin堆芯功率分布转换为三维源分布。由于CAP1400反应堆模型较大,固定源的制作会消耗大量的计算机硬件资源,同时也会超出SORCERY程序本身的计算规模限制,为此开发了外源制作辅助程序PSOR,使TORT程序适用于CAP1400等大规模工程问题的计算。

动态刻棒技术自主化初步研究

彭思涛, 王一楠, 李文, 付学峰, 卢皓亮, 管宇, 厉井钢

2014, 35(S2): 215-217. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0215

摘要(6) PDF(0)

摘要:
利用所开发的程序sim ADRC复现了西屋反应性仪ADRC中动态刻棒功能模块的底层算法。通过对法国核设计程序(SCIENCE)进行2次开发,实现了动态刻棒修正因子的计算功能。利用历次动态刻棒试验的原始电流数据和sim ADRC进行的模拟试验中使用SCIENCE算得的修正因子复现出来的棒价值最大偏差仅为5.7%,很好地满足了核安全局小于10%的要求。

数字化反应堆物理启动仪器的研制

洪景彦, 李义国, 张金花, 彭旦, 吴小波, 郝倩

2014, 35(S2): 218-220. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0218

摘要(15) PDF(0)

摘要:
研制了一套数字化的反应堆物理启动仪器,该套仪器主要由探测器、数据采集电路、微型计算机及计算机数据处理软件组成,其中数据采集电路包括脉冲放大电路及计数器电路、多量程微电流放大电路及模数转换电路、数据传输电路。该仪器能够完成次临界外推、超临界内插、中心控制棒效率测量及径向燃料元件效率测量等实验。在微堆低浓化零功率实验中对该仪器的测量功能进行验证,实验结果验证了该仪器测量的准确性。

高分辨率粒子输运MC软件JMCT开发

邓力, 雷炜, 李刚, 张宝印, 上官丹骅, 胡泽华, 马彦

2014, 35(S2): 221-223. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0221

摘要(12) PDF(0)

摘要:
基于并行无网格组合几何应用编程框架(JCOGIN)开发研制的高分辨率三维中子-光子输运蒙特卡罗(MC)软件JMCT,配可视前后处理,实现了区域分解和关于粒子数(MPI)及关于区域(Open MP)的二级并行,计算给出了大亚湾核电站反应堆全堆芯pin-by-pin模型寿期初和寿期中的功率分布及有效增殖因子(k_eff)结果,验证了JMCT的计算有效性和并行高效性。

基于随机抽样的在线多普勒展宽研究

杨烽, 梁金刚, 余纲林, 王侃, 李万林

2014, 35(S2): 224-227. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0224

摘要(8) PDF(0)

摘要:
介绍了一种基于随机抽样的考虑靶核热运动的在线多普勒展宽方法,在每一个碰撞点精确展宽截面。该方法只读入零开式温度下的截面数据,不需要考虑模型材料中的温度分布,从而摆脱对专用截面加工程序的依赖。本文首先实现了基于随机抽样的多普勒展宽模块,在微观上对该算法进行验证,随后结合自主堆用蒙特卡罗程序(RMC),实现了RMC的在线多普勒展宽功能,在宏观上对该算法进行验证,证明该方法能处理核截面的温度效应。

大内存精细反应堆模型的蒙特卡罗区域分解并行计算

李刚, 雷伟, 张宝印, 邓力, 马彦, 李瑞, 上官丹骅, 付元光, 胡小利

2014, 35(S2): 228-230. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0228

摘要(16) PDF(0)

摘要:
随着对核反应堆的数值模拟描述越来越精细,全堆芯pin-by-pin精细建模需要的几何数量越来越多,对计算机内存提出了更高要求。本文针对大内存模型对蒙特卡罗组合几何区域分解的并行算法开展研究,详细阐述了基于树结构存储的区域剖分算法,并使用区域分解技术计算了大亚湾核电站压水堆的全堆芯pin-by-pin模型,初步验证了算法的可行性和正确性,为精细模型的输运燃耗耦合计算提供了可行性。

基于计数器数据分解的RMC全堆燃耗计算研究

梁金刚, 丘意书, 王侃, 柴晓明, 强胜龙

2014, 35(S2): 231-234. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0231

摘要(11) PDF(0)

摘要:
内存不足是蒙特卡罗方法大规模输运模拟的关键问题。对于反应堆燃耗分析,需在输运过程中统计大量反应截面数据,计算机内存限制了燃耗计算规模。本文基于反应堆蒙特卡罗程序(RMC),利用数据分解方法对计数器数据并行存储,并与点燃耗并行耦合,实现计数器数据分解和燃耗数据分解的综合并行方法。对全堆基准题进行数值测试,结果表明综合并行方法可明显降低计算内存,验证了数据分解对蒙特卡罗大规模燃耗分析的有效性。

基于BEAVRS全堆基准题的RMC临界计算验证

唐霄, 梁金刚, 王侃, 葛攀和, 李万林

2014, 35(S2): 235-238. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0235

摘要(11) PDF(0)

摘要:
BEAVRS是基于20世纪60年代美国商用反应堆建立的基准题模型,具有精细的堆芯配置参数和详细的运行测量数据,是新型的反应堆分析工具验证基准题。本研究利用自主堆用蒙卡程序(RMC)对BEAVRS进行建模,计算反应堆在不同硼浓度和控制棒步数条件下的临界有效增殖系数、控制棒价值、温度系数、仪表管里的235U裂变率等一系列重要参数。结果与实测数据及同类软件结果在可接受范围,验证了RMC进行反应堆临界分析的精确性和可靠性。

基于JMCT的大亚湾核电站反应堆精细建模与计算

付元光, 马彦, 上官丹骅, 李刚, 李树, 张宝印, 邓力

2014, 35(S2): 239-241. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0239

摘要(15) PDF(0)

摘要:
基于通用型蒙特卡罗中子-光子耦合输运程序JMCT搭建了大亚湾核电站反应堆精细模型,计算了有效增值因子(keff)和部分局部计数量,并和蒙特卡罗粒子输运程序MCNP的结果比对。结果显示,计算量相对误差均小于10-3量级,吻合度较高,验证了JMCT大规模精细几何建模和几何处理的能力。

留言板

2014年第35卷第S2期

留言板

2014年 第35卷 第S2期

2014年第35卷第S2期