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分析核系统的不确定性和敏感性,对于减小核设计的设计余量、提高核系统的经济性具有重要意义。基于统计抽样的不确定度分析方法,由于算法简单、可考虑高阶效应且对响应量没有特殊要求等,越来越受到重视。但之前认为基于统计抽样法很难进行敏感性系数分析,其原因主要是响应量的变化是由多变量同时变化引起,很难把单独一个变量的变化导致的响应量的变化确定出来。本文首先推导了利用统计抽样法进行敏感性系数分析的理论公式,然后利用裸堆双群近似的临界公式和复杂的压水堆单栅元问题进行了验证,验证了统计抽样法的可行性。针对实际问题协方差矩阵求逆困难的问题,本文提出了两种替代解决方法,即采用简化协方差矩阵或统一微扰量的方法,利用235U裂变截面对上述方法进行了验证分析,证明了方法的可行性和正确性;同时分析了不同敏感性系数对不确定度计算的影响。 相似文献
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第四代核能系统是一种具有更好安全性、经济竞争力、核废物减少,以及防止核扩散的先进核能系统,代表了先进核能系统的发展趋势和技术前沿。铅基快堆是第四代核能系统中重要堆型之一。目前国际上通用的反应堆程序,比如MCNP+ORIGEN、RMC或者Serpent,很多研究主要针对压水堆,国际上也有研究发现针对铅基快堆基准题RBEC-M,确定论方法和蒙卡方法计算结果有较大偏差。本文深入研究了蒙卡程序使用的裂变产额对计算结果的影响。首先对反应堆蒙特卡罗程序RMC自带和燃耗库中的部分核素的裂变产额数据进行了更新,采用国际上著名RBEC-M基准题和OECD/NEA发布的快堆Pu循环燃耗基准题进行了验证分析,计算得到了裂变份额数据对快堆燃耗计算的影响。计算结果表明:更新后的裂变产额数据对系统的有效增殖因子和主要重核的质量变化影响较小,但对部分裂变产物的质量变化影响较大,部分核素偏差超过86%。对于快堆Pu循环燃耗基准题,长寿命高放废物~(133)Cs和~(129)I的计算结果偏差分别可达22.4%和47.8%,这将对长寿命高放废物的嬗变效率和核燃料循环有重要影响。 相似文献
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