基于切比雪夫有理逼近和矩阵自适应降阶的活化计算方法

在核反应堆运行过程中,产生的大量中子对结构材料、回路中的腐蚀产物有很强的活化作用,从而对工作人员在运行、检修、退役等多个环节造成辐射危害。因此高精度、高效率的活化计算在反应堆设计和安全分析研究中有着重要的作用。切比雪夫有理逼近方法(Chebyshev rational approximation method,CRAM)相比于传统的活化计算方法,不需要单独处理短寿命核素,具有计算速度快、精度高、步长包容性好的优点。本文基于超级蒙卡核模拟软件系统SuperMC,采用切比雪夫有理逼近方法,并发展了基于深度优先搜索的活化链动态构建方法和大规模矩阵自适应降阶方法,进行了活化计算的初步研究。通过选用IAEA-ACB(International Atomic Energy Agency-Activation Calculation Benchmark)国际基准例题及压水堆燃料包壳材料例题,初步验证了该活化计算方法的正确性,且测试结果表明,本文发展的大规模矩阵自适应降阶方法能够有效的提高活化系数矩阵的求解效率。     

基于高阶CRAM的燃耗程序开发与验证

本文基于高阶切比雪夫有理近似方法（CRAM）研制了点燃耗程序ICRAM，并内耦合于蒙特卡罗输运程序OpenMC，形成了一套燃耗计算分析程序OPICE。与传统部分分式分解（PFD）形式的CRAM相比，高阶不完全局部分解（IPF）形式的CRAM具有数值稳定性好、计算精度高和步长包容性更好等特点，满足高保真燃耗计算发展的需求。为提高耦合计算精度，OPICE采用了预估-校正和子步法两种耦合策略，支持纯衰变、定通量和定功率3种计算模式。通过OECD/NEA压水堆栅元燃耗基准题和快堆燃耗基准题的验证，程序计算结果与实验值及各参考值吻合良好，初步验证了OPICE的正确性与有效性。     

基于最佳一致逼近多项式的燃耗计算方法研究

本文研究了一种基于最佳一致逼近多项式（MMPA）的燃耗计算方法求解燃耗方程。相比于切比雪夫有理近似方法（CRAM）和围道积分有理近似方法（QRAM）,MMPA方法只需一次矩阵求逆计算即可求解燃耗方程,且所有计算都是实数运算,具有数值稳定性好、求解效率高等优点。进一步研制了基于MMPA方法的点燃耗程序AMAC,并耦合蒙特卡罗输运程序OpenMC,采用衰变例题、固定辐照例题、OECD/NEA压水堆栅元燃耗基准题和沸水堆组件燃耗基准题进行验证,程序计算结果与实验值及各参考值吻合良好,初步验证了MMPA方法在理论和数值上的正确性和有效性。     

基于Hoogenboom基准模型的SuperMC全堆芯计算能力校验

基于国际经典的压水堆全堆芯Hoogenboom基准模型,对超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC(Super Monte Carlo Simulation Program for Nuclear and Radiation Process)进行了校验。对有效增殖因数keff、功率等反应堆关键参数进行了计算与正确性校验,对并行效率进行了分析。结果显示,SuperMC的计算结果与MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)吻合较好,在使用640核计算时并行效率高达98.7%,初步验证了SuperMC在全堆芯计算中的准确性及高效性。     

基于ENDF/B-Ⅶ.1库的AHD1.0加工与基准验证

核数据库是中子输运计算的基础。基于ENDF/B-Ⅶ.1评价库,采用NJOY制作了用于MCNP(Monte Carlo N-Particle Transport Code)程序的AHD1.0(Advanced hybrid database1.0)库,并从国际临界核安全手册(International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments,ICSBEP)中分别选取了高浓铀、中浓铀、低浓铀的快谱、中间谱及热谱的部分基准装置,用MCNP程序调用该数据库进行了临界基准验证,验证结果显示:调用该库的计算值与实验值符合较好,误差在0.5%以内,具有较高的精确度,满足核设计对数据库精度的要求。但对于部分含有W、Fe、Gd等结构材料、吸收材料的基准检验中,存在较大的偏差,造成这些偏差的主要原因是计算过程中核素的处理及评价数据库的来源,需要进一步的研究验证。     

百万千瓦级核电站全厂断电叠加破口事故分析

在发生全厂断电的情况下,冷管段出现破口将会进一步加快事故进程。利用一体化严重事故分析程序MAAP4对百万千瓦级核电站全厂断电叠加冷管段破口进行计算分析,得到该事故时间序列和关键热工水力参数随时间的变化趋势。对于重要参数(一回路压力,堆芯液位,时间序列等)的分析:随着中小破口当量直径由4 cm增至5 cm,堆芯裸露时间分和失效时间提前分别约1 000 s和3000 s;中破口当量直径由5 cm增至7 cm,堆芯裸露时间和失效时间提前分别约1 400 s和6 457 s;而大破口事故当量直径由20 cm增至21 cm,堆芯裸露时间和失效时间分别仅提前约20 s和230 s。相关数据及其分析可为严重事故的缓解措施提供相关理论依据。     

基于切比雪夫有理逼近方法的蒙特卡罗燃耗计算研究与验证

燃耗计算在反应堆设计、分析研究中起着重要作用。相比于传统点燃耗算法,切比雪夫有理逼近方法(Chebyshev rational approximation method,CRAM)具有计算速度快、精度高的优点。基于超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统Super MC(Super Monte Carlo Simulation Program for Nuclear and Radiation Process),采用切比雪夫有理逼近方法和桶排序能量查找方法,进行了蒙特卡罗燃耗计算的初步研究与验证。通过燃料棒燃耗例题以及IAEA-ADS(International Atomic Energy Agency-Accelerator Driven Systems)国际基准题,初步验证了该燃耗计算方法的正确性,且IAEA-ADS基准题测试表明,与统一能量网格方法相比,桶排序能量查找方法在保证了计算效率的同时减少了内存开销。     

基于MAAP4的百万千瓦级核电站大破口事故分析

本文采用严重事故一体化分析软件MAAP4(Modular Accident Analysis Program)对百万千瓦级压水堆进行分析,选取一回路大破口严重事故进行仿真,获得了该事故工况下核电厂关键参数的瞬态特性,与RELAP5计算结果进行了对比验证。在分析MAAP4模型的基础之上,进一步仿真该电站大破口事故后期进程,截取压力边界内外参数进行评估。分析结果表明:MAAP4在仿真安全壳和氢气分布上,预测事故结果置信度高,其中模拟的安全防护设计能够有效缓解事故进程,满足一般核电厂的安全评估要求,对概率安全评价(PSA)具有一定的参考意义。