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基于蒙特卡洛程序的快堆少群截面制作方法研究

肖鹏 罗琦 夏榜样 张广春 姚栋 周亚婧 方超 李天涯

肖鹏, 罗琦, 夏榜样, 张广春, 姚栋, 周亚婧, 方超, 李天涯. 基于蒙特卡洛程序的快堆少群截面制作方法研究[J]. 核动力工程, 2023, 44(S2): 17-22. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S2.0017
引用本文: 肖鹏, 罗琦, 夏榜样, 张广春, 姚栋, 周亚婧, 方超, 李天涯. 基于蒙特卡洛程序的快堆少群截面制作方法研究[J]. 核动力工程, 2023, 44(S2): 17-22. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S2.0017
Xiao Peng, Luo Qi, Xia Bangyang, Zhang Guangchun, Yao Dong, Zhou Yajing, Fang Chao, Li Tianya. Research on Few Group Cross-Section Generation Method For Fast Reactor Based on Monte Carlo Code[J]. Nuclear Power Engineering, 2023, 44(S2): 17-22. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S2.0017
Citation: Xiao Peng, Luo Qi, Xia Bangyang, Zhang Guangchun, Yao Dong, Zhou Yajing, Fang Chao, Li Tianya. Research on Few Group Cross-Section Generation Method For Fast Reactor Based on Monte Carlo Code[J]. Nuclear Power Engineering, 2023, 44(S2): 17-22. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S2.0017

基于蒙特卡洛程序的快堆少群截面制作方法研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S2.0017
详细信息
    作者简介:

    肖 鹏(1988—),男,高级工程师,现主要从事反应堆物理设计与数值计算方法研究,Email:who545@163.com

  • 中图分类号: TP29

Research on Few Group Cross-Section Generation Method For Fast Reactor Based on Monte Carlo Code

  • 摘要: 为了提高快堆中子学分析精度,解决传统确定论方法制作快堆少群截面面临的复杂共振问题,基于组件均匀化-堆芯输运计算两步法,从各向异性散射、能群结构、泄漏修正等方面,开展了采用蒙特卡洛程序制作堆芯输运计算所需的组件均匀化少群截面的方法研究。数值结果表明:采用蒙特卡洛程序制作快堆少群截面,可以很好地处理中等质量核素的共振效应;采用1阶散射截面或者输运修正后的少群截面可以有效考虑各向异性散射的影响;少群截面的能群数目减小会导致堆芯有效增殖因子(keff)减小;泄漏修正会导致堆芯keff增大。采用蒙特卡洛程序制作快堆少群截面,堆芯输运得到的keff偏差小于100pcm(1pcm=10−5),功率分布偏差小于2%。

     

  • 图  1  MET-1000堆芯径向示意图

    Figure  1.  Schematic Diagram of Radial Core Layout of MET-1000     

    图  2  二维六边形精细燃料组件模型

    Figure  2.  2D Hexagonal Fine Fuel Assembly Model

    图  3  二维超栅元精细模型

    Figure  3.  2D Super-cell Fine Models

    图  4  二维径向反射层模型

    Figure  4.  2D Model for Radial Reflector

    图  5  堆芯径向功率偏差分布

    Figure  5.  Core Radial Power Difference Distribution

    表  1  MET-1000堆芯主要参数

    Table  1.   Main Parameters of MET-1000

    参数名 参数值
    燃料 (U,Pu)Zr
    活性区高度/cm 85.82
    组件中心距/cm 16.2471
    组件壁厚度/cm 0.3966
    包壳外半径/cm 0.3857
    包壳内半径/cm 0.3236
    燃料棒半径/cm 0.3236
    结构材料 HT-9钢
    冷却剂温度/K 705
    结构材料温度/K 705
    燃料温度/K 807
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    表  2  粒子数对堆芯keff的影响

    Table  2.   Influence of Particle Number on Core keff

    算例编号 每代粒子数/万 活跃代数/代 keff 计算偏差/pcm
    1 50 1000 1.03530 −19
    2 50 1500 1.03584 33
    3 200 2000 1.03653 99
    参考解 1.03550
    1pcm=10−5
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    表  3  各向异性散射对堆芯keff的影响

    Table  3.   Influence of Anisotropic Scattering on Core keff

    算例 keff 计算偏差/pcm
    参考解 1.0355
    MOCS 0阶 1.07744 3970
    MOCS 1阶 1.02351 −1165
    MOCS输运修正 1.02653 −870
    Serpent 0阶 1.06844 3132
    Serpent 1阶 1.03549 −1
    Serpent输运修正 1.03653 99
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    表  4  不同能群下堆芯keff计算结果对比

    Table  4.   Comparison of Calculation Results of Core keff for Different Energy Groups

    算例 keff 计算偏差/pcm
    参考解 1.03550
    111g-24g 1.03652 98
    47g-24g 1.03653 99
    24g-24g 1.03653 99
    111g-9g 1.03590 39
    47g-9g 1.03589 38
    24g-9g 1.03589 38
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    表  5  泄漏效应对堆芯keff的影响

    Table  5.   Influence of Leakage Effect on Core keff

    算例 keff 计算偏差/pcm 泄漏修正影响/pcm
    参考解 1.03550
    111g-24g 1.03652 98 218
    111g-24g-B1 1.03878 316
    47g-24g 1.03653 99 161
    47g-24g-B1 1.03820 260
    111g-9g 1.03590 39 936
    111g-9g-B1 1.04565 975
    47g-9g 1.03589 38 875
    47g-9g-B1 1.04500 913
    24g-9g 1.03589 38 701
    24g-9g-B1 1.04318 739
    下载: 导出CSV
  • [1] FRIDMAN E, SHWAGERAUS E. Modeling of SFR cores with Serpent–DYN3D codes sequence[J]. Annals of Nuclear Energy, 2013, 53: 354-363. doi: 10.1016/j.anucene.2012.08.006
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出版历程
  • 收稿日期:  2023-07-11
  • 修回日期:  2023-08-03
  • 刊出日期:  2023-12-30

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