基于蒙特卡罗方法的高通量研究堆多循环中子学计算方法研究与确认

夏羿; 彭星杰; 康长虎; 马立勇; 邱立青; 刘润麒; 刘畅; 宋霁阳

doi:10.13832/j.jnpe.2025.S1.0001

基于蒙特卡罗方法的高通量研究堆多循环中子学计算方法研究与确认

doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0001

夏羿^{1, 2,},
彭星杰^2, ,,
康长虎^{1, 2},
马立勇^{1, 2},
邱立青^{1, 2},
刘润麒^{1, 2},
刘畅^{1, 2},
宋霁阳^{1, 2}

1.
中国核动力研究设计院反应堆运行与应用研究所，成都，610213
2.
中国核动力研究设计院先进核能技术全国重点实验室，成都，610213

基金项目: 中核集团青年英才项目（K301007041）；中核集团研发平台稳定支持科研项目（WDZC-2023-FZ-003）

详细信息

作者简介:
夏　羿（1996—），男，助理研究员，主要从事反应堆物理计算分析研究，E-mail: xiayi1996@outlook.com

通讯作者:
彭星杰，E-mail: pengxingjie@npic.ac.cn

中图分类号: TL329
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出版历程
- 收稿日期: 2025-04-15
- 修回日期: 2025-05-15
- 网络出版日期: 2025-07-11
- 刊出日期: 2025-06-15

Research and Validation of the Monte Carlo-based Multi-cycle Neutronic Calculation Methodology for High Flux Research Reactor

Xia Yi^{1, 2
,},
Peng Xingjie^{2
, ,},
Kang Changhu^{1, 2},
Ma Liyong^{1, 2},
Qiu Liqing^{1, 2},
Liu Runqi^{1, 2},
Liu Chang^{1, 2},
Song Jiyang^{1, 2}

1.
Reactor Operation and Application Sub-Institute, Nuclear Power Institute of China, Chengdu, 610213, China
2.
State Key Laboratory of Advanced Nuclear Energy Technology, Nuclear Power Institute of China, Chengdu, 610213, China

摘要

摘要: 针对高通量研究堆内的燃料辐照考验，以建立多循环高精度中子学计算方法为目的，本研究基于蒙特卡罗中光子输运-燃耗耦合程序，掌握了堆芯全局环境和考验装置局部环境中不同粒子产生、输运、泄漏、沉积的物理过程，建立了能够描述全堆芯多回路各物理过程的能量沉积高保真计算模型，考虑了高通量研究堆运行过程中燃料燃耗、控制棒棒位的动态变化及其与粒子输运过程的耦合关系，实现了包含多种类型燃料和可燃毒物的全堆换料和燃料管理计算。使用了不同燃耗步下实际临界棒位、辐照考验件功率、点燃耗测量值进行了验证，计算结果表明堆芯中子有效增殖因数（k_eff）计算误差小于1200pcm（1pcm=1×10⁻⁵），辐照考验件功率、点燃耗计算值与实测值的平均相对误差小于10%，验证了多循环中子学计算方法的准确性。
- 高通量研究堆 /
- 多循环 /
- 蒙特卡罗方法
Abstract: This paper focuses on the irradiation test in the high-flux research reactor. Based on the Monte Carlo neutron-photon transport-burnup coupling code, the physical processes of the generation, transport, leakage, and deposition of different particles in the global core environment and the local test device environment are studied, and a high-fidelity calculation model of energy deposition that can describe the physical processes of multi loops throughout the core is established based on the repetitive geometric structure. Taking into account the dynamic changes of fuel burnup, control rod position, and their coupling relationship with the particle transport process during the operation of the high-flux research reactor, the whole reactor refueling and fuel management calculations are realized, including multi-type of fuels and burnable poisons. Validation is performed using actual critical rod position, irradiation test assembly power, and point burnup measurement values under different burnup steps. The calculation results show that the error in the core neutron effective multiplication factor (k_eff) is less than 1200 pcm, and the average relative errors between calculated and measured values for irradiation test assembly power and point burnup are both less than 10%, verifying the accuracy of the multi-cycle calculation method.
- High Flux Research Reactor /
- Multi-Cycle /
- Monte Carlo method

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图 1 铍燃耗链示意图

Figure 1. Schematic Diagram of Beryllium Burnup Chain

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图 2 铍燃耗过程主要核素核子密度变化

Figure 2. Nuclear Density Changes of Main Nuclides in Beryllium Burnup

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图 3 高通量研究堆多循环RMC计算方法示意图

ECP—高通量研究堆堆芯燃料管理计算程序。

Figure 3. Schematic Diagram of Multi-cycle Monte Carlo Calculation Method for High-flux Research Reactor

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图 4 多循环燃耗计算流程图

Figure 4. Multi-cycle Burnup Calculation Flow Chart

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图 5 多循环辐照中子学计算值与测量值对比确认方法

Figure 5. Comparison and Confirmation Method between Calculated and Measured Values of Multi-Cycle Irradiation Neutronics

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表 1 高通量研究堆堆芯RMC建模主要改进

Table 1. Major Improvements in RMC Modeling of High Flux Research Reactor Core

改进项目	原模型	改进模型
建模逻辑	直接描述	重复几何+层级结构
燃料元件	燃料元件不分区	燃料元件径向分6区，轴向分10区
铍块	未考虑	考虑反射层铍块、控制棒跟随体铍燃耗，且径向分2区，轴向分5区考虑铍杂质影响^[5]
元件中孔、铍中孔	未考虑	考虑元件中孔、铍中孔靶件影响
核热耦合	未考虑	考虑多温截面、热化截面影响
停堆衰变	未考虑	全堆衰变计算考虑毒物积累

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表 2 HFETR第一炉段辐照实际临界棒位下堆芯k_eff及反应性偏差

Table 2. Core k_eff and Reactivity Deviation at Actual Critical Rod Position for HFETR's First Cycle Irradiation

燃耗时刻/ EFPD	实际临界棒位				k_eff	反应性偏差/pcm
燃耗时刻/ EFPD	(1,2)SB	(3,6)SB	(4,7)SB	(5,8)SB	k_eff	反应性偏差/pcm
0	0	29.9, 30.5	100	0	1.0087	862.50
0.20	17.8	100	100	0	1.0050	497.51
2.00	42.2	100	100	0	0.9963	−371.37
5.00	50.5	100	100	0	1.0099	980.30
10.00	63.0	100	100	0	1.0058	576.66
14.00	88.0	100	100	0	1.0050	497.51
18.00	100.0	100	100	19	1.0114	1127.15
24.00	100.0	100	100	42.5	1.0017	169.71
28.75	100.0	100	100	65	1.0044	438.07
SB—手动控制棒；(1,2)—1号和2号控制棒为一组棒，其余小括号相同。

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表 3 不同炉段实际临界棒位下堆芯k_eff及反应性偏差

Table 3. Core k_eff and Reactivity Deviation at Actual Critical Rod Position for Different Burnup Step

辐照炉段	k_eff	反应性偏差/pcm
1	0.9963~1.0114	−371.37~1127.15
2	0.9972~1.0117	−280.79~1156.47
3	0.9911~1.0100	−897.99~990.10
4	0.9922~1.0115	−786.13~1136.93
5	0.9912~1.0075	−887.81~744.42
6	0.9903~1.0085	−979.50~842.84
7	0.9904~1.0074	−969.31~734.56
8	0.9923~1.0102	−775.98~1009.70
9	0.9999~1.0099	−10.00~980.30
10	0.9928~1.0099	−725.22~980.30
11	0.9933~1.0034	−674.52~338.85
12	0.9931~1.0093	−694.79~921.43
13	0.9969~1.0106	−310.96~1048.88
14	0.9914~1.0073	−867.46~724.71

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表 4 辐照装置A功率计算值与实测值比较

Table 4. Comparison between Calculated and Measured Power Values for Irradiation Device A

辐照装置	炉次（燃耗时刻）	k_eff	（热功率计算值/测量值相对误差）/%
辐照装置A	1（10 EFPD）	1.0058	6.10
辐照装置A	2（10 EFPD）	1.0072	5.53

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表 5 辐照装置A样品点燃耗测量值与计算值比较

Table 5. Comparison between Measured and Calculated Sample Point Burnup Values for Irradiation Device A

样品号	²³⁵U/²³⁸U相对误差/%	²³⁶U/²³⁸U相对误差/%
1	7.24	−3.26
2	11.27	−3.93
3	10.03	−4.19
4	10.96	−6.58
5	4.35	−7.26
均方根误差	9.16	5.28

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参考文献(7)

[1]	杨万奎. 基于蒙特卡罗粒子输运-燃耗耦合的研究堆燃料管理方法研究[D]. 北京: 中国工程物理研究院, 2020.
[2]	WANG K, LI Z G, SHE D, et al. RMC–A Monte Carlo code for reactor core analysis[J]. Annals of Nuclear Energy, 2015, 82: 121-129. doi: 10.1016/j.anucene.2014.08.048
[3]	孙嘉龙,余纲林,佘顶,等. 堆用蒙特卡罗程序几何重复结构功能开发[J]. 强激光与粒子束,2013, 25(1): 219-222.
[4]	邱立青,傅蓉,邓才玉. 高通量工程试验堆与MCNP程序的接口程序的开发[J]. 核动力工程,2007, 28(4): 16-19.
[5]	彭钢. 三维堆芯连续能量蒙特卡罗程序用于HFETR零功率物理实验计算分析研究[J]. 核动力工程,2012, 33(6): 127-131, 138.
[6]	ANDRZEJEWSKI K J, KULIKOWSKA T A, MARCINKOWSKA Z E. Computations of fuel management in MARIA reactor with highly poisoned beryllium matrix[J]. Nukleonika, 2008, 53(4): 173-179.
[7]	CHANDLER D, PRIMM III R T, MALDONADO G I. Reactivity accountability attributed to beryllium reflector poisons in the high flux isotope reactor: ORNL/TM-2009/188[R]. The U.S.: Oak Ridge National Laboratory, 2009.