考虑有效共振积分不确定度的抽样方法研究

在核反应堆物理计算中,核数据库中的截面是影响计算结果的重要因素,研究其不确定度对结果的影响具有重要意义。本文基于3个核评价数据库,利用NJOY程序制作了70种主要锕系核素和部分裂变产物的69群协方差数据库。开发了不确定性分析程序SUACL,该程序利用上述协方差数据库和国际原子能机构制作的69群WIMSD数据库,基于随机抽样的方法产生微扰后的多个核数据库样本;然后利用DRAGON程序对NEA/OECD基准中的PWR栅元进行了计算,计算结果表明,~(235)U和~(238)U两种核素裂变-裂变、辐射俘获-辐射俘获和弹性散射-弹性散射参数对对栅元k∞的相对不确定度与其他程序的吻合良好,验证了程序和理论方法的正确性。同时利用随机抽样方法对5个制作参数的不确定度进行了研究,发现包壳厚度的不确定性对无限增殖因数有较大影响,主要原因是其本身的相对不确定度较大。     

子群法与特征线法结合的中子共振计算

传统的中子共振自屏计算方法采用了有理近似,局限于处理简单的共振模型,在处理复杂燃料栅元/组件时会引入较大误差。为提高复杂情况下共振计算的精度,将子群法共振模型与特征线方法结合,推导了子群法-特征线法方程。基于WIMSD格式的69群数据库,编制了可用于任意二维几何中子共振计算的SGMOC程序。通过数值验证表明,该程序计算结果与MCNP程序计算结果吻合良好,具有较高的计算精度与几何通用性。     

COSINE软件包组件参数计算程序LATC共振模块研制与验证

共振计算在反应堆物理计算中具有非常重要的意义。本文基于压水堆组件的特点,开发了用于LATC组件计算程序的共振模块。该共振模块采用成熟的等价理论模型,首次碰撞概率采用二项有理近似,可读取WIMSD格式和WIMSD改进型格式的多群截面数据库,同时可直接提供用于LATC输运计算的宏观截面数据。针对程序运行过程中涉及的大量截面数据计算与传递,对数据存储结构进行了优化,使计算速度有较大提高。基于LATC组件程序对该模块进行了初步验证分析,并与组件程序DRAGON进行了比较,初步数值结果表明共振模块有良好的计算精度,能满足当前轻水堆组件设计的要求。     

共振自屏计算的子群法与共振干涉效应研究

对以子群法与特征线法相结合的中子共振自屏计算方法进行了研究,编制了共振计算程序(SGMOC);程序采用WIMSD格式的多群数据库。数值验证表明,SGMOC的计算结果与MCNP程序计算结果吻合良好,具有较高的计算精度与几何通用性。以SGMOC为基础,对子群法共振干涉效应修正计算的两种方法进行了研究分析。条件概率法对UO2燃料栅元无限增殖系数(kinf)计算的修正约为0.0003～0.0018;借助NJOY程序的方法对UO2燃料栅元kinf计算的修正约为0.0002～0.0013。     

适用于ADS组件计算的HELIOS程序多群数据库制作研究

针对HELIOS程序用于加速器驱动次临界系统（ADS）组件计算时，程序自带多群数据库核素不全的问题，研究制作了一套适用于ADS组件计算的HELIOS程序多群数据库。基于ENDF/B VII.0，按照HELIOS程序多群数据库制作流程，针对程序自带数据库已有核素16O，重新制作45群数据库并进行微观、宏观检验，结果初步验证了多群数据库制作方法的正确性。针对自带数据库没有的核素，扩充了HELIOS程序自带112群数据库核素，并用栅元规模进行了验证，结果进一步表明多群数据库制作方法正确。针对HELIOS计算结果与MCNP基准值相对偏差较大的问题，提出了基于小背景截面的多群数据库修正方法，并对该方法进行了数值验证，结果表明该方法对计算结果有明显改进。      

基于WIMS-D库燃耗数据的更新与基准验证

随着AP1000等新一代压水堆的发展,燃耗深度在不断提高,平均卸料燃耗深度提高到60 GW d·t-1。然而,传统使用的WIMS69群和XMAS172群WIMS-D格式多群常数库,其能群结构存在共振峰重叠,核素种类较少,裂变产物产额的偏差较大,并且伪裂变产物中包含的核素种类较多而导致152Gd、160Gd、159Tb、160Tb等重要核素无法得到精确处理等问题。因此,本文主要针对AP1000等新一代反应堆的设计以及运行特点,基于ENDF/B-VII.1库,并且在现有基础上针对WIMS-D库中的伪裂变产物、裂变产物燃耗链以及裂变产物产额等燃耗数据进行更新,再通过NJOY程序开发了SHEM281群WIMS-D格式多群常数库。通过DRAGON程序挂载该WIMSD281库,对其进行临界和燃耗两方面基准验证。计算结果表明,该数据库的计算结果与基准值符合较好,精度较高,结果可靠,可初步用于压水堆的相关计算。     

小波尺度函数展开共振自屏计算方法在有温度分布共振自屏计算问题中的应用研究

采用小波尺度函数展开方法来获得燃料栅元的径向功率分布,以及共振能区连续能量能谱在燃料栅元有径向温度分布情况下的径向变化。为了求解复杂几何多共振核素共振问题的,提出了小波尺度函数连续能量共振计算方法。通过与蒙特卡罗方法程序MCNP的计算结果进行比较,验证了方法的几何适应性和精度。该方法共振能区的连续能量核数据来自核数据处理程序NJOY,而非共振能区的多群核数据采用国际原子能机构发布的69群WIMSD4格式的数据库jeff31。由于多普勒温度效应,连续能量核数据随温度变化而不同,而数据库中不可能提供任意温度下的连续能量核截面。因此,本文采用插值方法来获得任意温度下的连续能量核截面,并验证了连续能量核截面温度插值对最终计算结果的影响。最终给出了存在径向温度分布的燃料栅元共振能区的连续能量能谱、反应率和无限增值系数,并与MCNP程序的结果比较。     

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。     

DRAGON程序加载WLUP数据库处理钍基燃料的基准题计算验证

为验证DRAGON程序加载WLUP数据库处理钍基燃料问题的可靠性,本文使用DRAGON程序加载WLUP提供的14种WIMSLIB格式核数据库,计算钍基燃料基准问题的k_eff并与实验值进行比对,选择IAEA提供的WIMSD程序计算结果作为比对组。结果表明：DRAGON程序计算结果与WIMSD程序计算结果表现出较好的吻合性,处理轻水慢化钍基燃料时,推荐使用endf68gx数据库,其平均相对偏差为0.18%;处理重水慢化钍基燃料时,推荐使用endf71与jendl3gx数据库,其平均相对偏差为0.81%。因此,使用DRAGON程序加载合适的WLUP数据库计算钍基燃料问题具有一定的可行性。     

压水堆离散纵标屏蔽设计多群参数库的开发与初步验证

利用最新发布的评价数据库ENDF/B-VIII.0制作了压水堆输运计算所需的多群参数库。多群参数库的制作通过NJOY、PUFF-IV和SCALE6.1程序实现，首先由NJOY核数据处理系统将ENDF格式的中光子截面文件加工成精细群参数库，再由PUFF-IV程序中的SMILER模块转换成AMPX格式供SCALE6.1程序中BONAMI模块进行共振自屏修正计算，最后通过并群计算以及格式转换模块生成适合离散纵标（SN）程序使用的ANISN格式的47群中子-20群光子的多群截面库。通过与OECD/NEA发布基准题的验证比较，证明了此参数库加工方法以及所制作参数库是正确的，满足屏蔽计算工程需求。