有限差分法中的贴体坐标变换

分析了有限差分法曲线贴体坐标系下守恒型控制方程的推导过程,认为在离散条件下所采用的数学恒等式不成立,推断目前CFD广泛采用的齐次方程是原始Descartes直角坐标系下方程的近似,提出增加源项的非齐次方程作为离散等价方程.采用数值实验研究了源项,结论是大部分情况下源项不等于0,且对数值解的影响大于差分格式的截断误差,在分析了引起源项非0的原因和推导过程后,提出源项离散的相容性准则.利用坐标变换系数和守恒型方程对流通量的特性,建立了源项隐式计算的耦合算法,通过数值实验证明耦合算法有效消除了坐标变换引起的误差.      

基于运行反馈的压水堆氚排放量研究北大核心CSCD

以压水堆核电厂中氚的产生机理和氚源项计算模型为基础,结合对国内外大量压水堆核电厂的氚排放运行数据的系统性分析,识别出冷却剂硼酸活化和次级中子源活化是压水堆氚排放量的主要来源,其中对中国广核集团运行机组,锑铍中子活化后的产氚量对氚年排放量的贡献可达到40%,而氚从完整的锆合金包壳的燃料棒中的释放是可以忽略不计的。由于优化次级中子源是降低压水堆氚排放量的唯一有效措施,通过分析建议压水堆核电厂采用双层不锈钢包壳的次级中子源或者取消次级中子源以降低压水堆氚排放。     

龙格库塔间断有限元方法在计算爆轰问题中的应用

构造求解带源项守恒律方程组的龙格库塔间断有限元(RKDG)方法,并分别结合源项的Strang分裂法和无分裂法数值求解模型守恒律方程和反应欧拉方程.为了和有限体积型WENO方法进行比较,设计计算源项的WENO重构格式.对一维带源项守恒律的计算表明,对于非刚性问题,RKDG方法比有限体积型WENO方法的误差更小;对于刚性问题,RKDG方法对于间断面位置的捕捉更为精确.对于一二维爆轰波问题的计算结果表明,RKDG方法对爆轰波结构的分辨和爆轰波位置的捕捉能力更强.     

辐射输运与电子能量强耦合源项的一种高效计算方法

本文研究辐射输运和电子能量耦合方程组的数值方法. 在具有光性厚特征的应用问题中,这两类方程的耦合源项表现出强刚性,使得设计稳健高效的数值格式陷入困难.针对辐射输运多群模型和电子能量的耦合方程组的刚性源项,我们给出一种基于电子温度变化规律拟设（ansatz）的积分算法,其时间步长不受刚性源项限制,从而使得计算效率比传统显式方法或隐式非线性迭代获得本质的提高.在所基于的拟设有效时,算法确保给出具有物理意义的解,数值算例显示其给出的解具有较高的精确度.     

蒙特卡罗与离散纵标耦合方法在压水堆堆腔漏束计算中的应用

为克服蒙特卡罗(MC)方法计算时间长和离散纵标(SN)方法复杂几何描述不精确的困难,采用SN-MC耦合计算流程,研究了基于蒙特卡罗方法和离散纵标方法的耦合方法。耦合方法的主要思想是根据离散纵标程序提供的中子角通量,利用接口程序计算出面源的分布概率,然后由修改后的源抽样子程序生成包括上下圆面源和圆柱面源的组合源,提供给蒙特卡罗程序进行计算分析。初步计算结果表明,该耦合方法是正确的,可用于压水堆堆腔漏束的计算分析。     

燃料操作事故辐射影响定量分析

以红沿河核电厂为对象，开展了CPR1000燃料操作事故放射性核素的来源、迁移途径、释放方式研究，构建了燃料存储室以及外环境的源项计算模型。在此基础上，定量地论证了该事故所产生的辐射影响，结果表明:基于前0.5%概率水平的厂址气象条件，得到非居住区边界以及规划限制区外边界16个标准方位的公众剂量均可满足GB 6249-2011限值要求，且尚存一定裕量。通过关键参数的敏感性分析，进一步识别出了剂量最大方位、主导核素、关键时段，论证了事故分析截断时间取12 h的合理性、燃料操作起始时间取100 h的必要性。同时，进一步研究了水洗深度及正常通风隔离时间对公众剂量的影响规律，公众剂量随水洗深度增加呈指数降低趋势，随正常通风隔离延迟时间变长而快速增加，相关研究可为各核电厂设计决策提供支持。     

吸气式激光推进中激光能量沉积过程的数值模拟

 结合辐射输运方程,在流体力学方程组的能量方程中加入包括空气吸收的激光能量以及高温气体向周围辐射损失的能量源项,转化为辐射流体力学方程组,建立了用于模拟吸气式激光推进中能量沉积过程的物理力学模型和计算方法。该辐射流体力学计算程序可以很好地模拟激光能量沉积过程中空气对激光能量的吸收、等离子体对激光的屏蔽作用以及激光维持的爆轰波的传播规律,计算得到激光能量的沉积效率约为57%,激光维持的爆轰波的传播速度与同等条件下的理论和实验结果吻合得较好。     

含双时间步法的化学非平衡流解耦算法

发展基于隐式双时间步法的化学非平衡流解耦型计算方法.采用算子分裂法对流动和反应进行解耦处理,流动方程组通过双时间步方法求解;源项方程组采用二阶梯形公式迭代求解;提出"源项消去"法,以消除化学反应源项对流动求解引入的误差,从而保证流动方程组求解的时间精度.理论分析和计算结果表明,方法既可以保证双时间步法的求解效率,又可以获得比较精确的非定常计算结果.     

强爆炸火球数值模拟中的算子分裂方法

采用算子分裂方法将辐射流体力学方程组分裂为对流项和刚性源项,设计一种高效求解刚性源项方程组的数值方法.数值实验表明:该方法对时间步长不敏感,计算精度能够满足工程计算要求.在不对方程组做任何近似的情况下,数值给出了较长时间内火球冲击波阵面压力峰值及阵面位置的变化,结果与实际强爆炸中的经验公式吻合较好.     

灰控制棒价值对机械补偿运行控制的优化

快速、精确和高度自动化的大幅功率调节能力是先进核电厂控制策略研究的主要目的之一。在目前压水堆核电厂设计中,主要采用控制棒控制方式的机械补偿运行控制策略,可以较好地满足上述要求。在该控制策略下,控制棒价值对其运行控制能力具有重要影响。针对灰控制棒组价值增大对于运行控制能力的提升进行了研究,结果表明:适度地增大控制棒价值,并对控制棒轴向价值分布进行优化,能够显著提高核电厂负荷跟踪运行能力。相关分析结果对控制棒组件的设计改进和压水堆核电厂先进控制策略的研究具有重要的借鉴意义。     

三维中子输运分流再平衡加速及其并行算法

为加速基于离散纵标方法（SN）的中子输运计算,针对群内迭代进行研究并实现了分流再平衡（PCR）算法及基于区域分解的并行,并在加速方程求解时进一步耦合了算术多重网格算法。并行PCR算法已集成至JSNT软件,并针对临界和外源计算典型算例验证了算法的正确性和有效性。74亿自由度的国内某商业压水堆压力容器屏蔽计算中,JSNT迭代次数减少至原来的1/3以下,总体计算时间减少至原来的1/2以下,1024核并行效率达42.8%。     

压水堆核电站燃料组件弯曲对堆芯中子学的影响分析计算

在压水堆核电站中,由于燃料组件装配的压紧力、冷却剂流动、辐射蠕变、燃耗等因素会导致燃料组件的弯曲,燃料组件的弯曲对组件间的水隙分布产生影响,从而影响中子的慢化行为及堆芯的传热性能,进而对反应堆堆芯的运行参数造成影响。本文分析了组件弯曲的成因及机理、影响及后果（包括对堆芯功率分布、径向功率倾斜、焓升因子、热点因子等参数的影响）,并使用蒙特卡罗软件JMCT,对组件弯曲的确定论计算程序的正确性进行了验证。最后通过确定论的计算程序模块,对CPR1000核电站的组件弯曲情况进行了模拟分析,计算结果表明:在某一燃耗下,随着水隙增加或减小,燃料组件功率会随之增加或减小,使堆芯的功率分布发生倾斜,影响核电站的安全运行。     

CMRR堆内高温高压辐照考验回路典型事故分析

基于中国绵阳研究堆(CMRR)高温高压辐照考验回路初步设计方案,就回路失水事故(LOCA)及失流事故(LOFA)两类典型事故进行分析。结果表明:回路在冷管段及热管段失水事故下包壳热点温度最高为880.6 ℃及367.6 ℃,均远低于1204 ℃;全部失流事故下最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)大于1.5,不会发生偏离泡核沸腾;卡轴事故中包壳最高温度为734.1 ℃,低于1482 ℃。上述结果均满足验收准则,符合安全法规要求。     

行波堆深燃耗的计算特点

行波堆属于新概念堆型,卸料燃耗深度可达400 GWd/tHM,是现有快堆的3~4倍、压水堆的6~8倍,较高的卸料燃耗深度对堆芯物理分析工具计算正确性提出挑战。基于此,以KYLIN-1程序为基础,从能谱、裂变产物核素重要性、燃耗计算误差累积等方面探究行波堆深燃耗计算特点。对典型行波堆六角形组件分析结果表明:低富集度铀组件寿期初、末能谱差别较大,采用单一权重谱制备的多群截面库用于其燃耗计算时,无限增殖系数偏差较大;为保证行波堆深燃耗计算的正确性,燃耗链应包含重要的70种裂变产物核素;行波堆深燃耗计算时,由于燃耗步增多累积的误差较小,无限增殖系数偏差每燃耗步约为0.001%。     

基于定量重要性分析的燃耗链压缩方法

核反应堆物理计算中的燃耗计算需要使用燃耗链,但是评价核数据库所定义的燃耗链对于组件计算以及堆芯微观燃耗计算过于精细,传统的燃耗链压缩方法大都是半经验性的,适用范围和精度有限。提出了一种通过定量评估各核素与各反应道重要性实现压缩燃耗链的方法。重要性分析的数据基础是代表性问题的精细燃耗链计算结果,方法是考察每一个单元压缩操作对中子吸收、中子产出以及目标核素原子核密度的影响。该方法被应用于压水堆组件计算中燃耗链的压缩,随后分别应用精细燃耗链和压缩燃耗链对选取的验证算例进行了计算。结果的对比分析显示,在保证计算精度需求的前提下,该燃耗链压缩方法能够显著降低燃耗链规模,满足节省存储开销和时间的需求。     

大型先进压水堆中次锕系核素嬗变特性

随着核电事业的快速发展,核电厂卸载的乏燃料越来越多。如何处置核电站乏燃料中的次锕系核素（MA）既是核燃料再利用的重要过程,又是闭式循环中的关键步骤。如果处置得当,不仅可以提高燃料的利用率,而且可以将MA变成同位素燃料电池、中子源等有用的核素。国际上认可的处置方法是分离-嬗变,但是嬗变MA的难点是嬗变堆型的选取和如何提高嬗变率。压水堆(PWR)是国内外最成熟的堆型和商业运行的主要堆型,也是现阶段最具有可能进行MA嬗变的堆型。于是,本文利用MCNP程序研究了压水堆嬗变MA的特性,通过研究MA嬗变棒的设计、添加位置和添加量等对压水堆堆芯有效增殖因子的影响,初步探索出最佳的压水堆嬗变MA的设计方案,为我国现阶段进行压水堆嬗变MA奠定了理论基础。     

基于RMC的微观截面参数化北大核心CSCD

为了进行堆芯计算,需要通过组件计算提前构建少群截面参数库。传统确定论的组件截面参数化方法针对宏观截面进行截面参数化,但这种方式不仅需要考虑多种物理状态参数,而且需要考虑历史效应对截面的影响。提出了基于核素微观截面的蒙卡程序参数化方法,该方法可以消除燃耗历史的影响,且考虑的物理状态仅为燃耗深度以及材料温度。利用蒙卡程序产生组件截面参数库耦合堆芯程序进行堆芯计算,首先用蒙卡程序同时统计对应状态点下的核素密度以及核素少群微观截面,再利用核素微观截面进而获得宏观截面进行后续堆芯计算。为了验证方法正确性,构造了一个自定义的压水堆模型,计算结果与连续能量蒙卡计算结果符合良好。     

点堆中子动力学方程组曲率权重法的解

针对核反应堆安全工程对某些数值计算结果要求较高的精度和正的误差, 以及舰船核反应堆机动性对计算速度的要求, 需要从数学上寻找一种新的数值计算方法, 以满足实际曲线向上凸或向下凹时计算值总是略高于真实值, 且误差不大于欧拉法和改进的欧拉法所得值. 本文研究曲率权重法求解点堆中子动力学方程组, 该方法是在曲率圆法的基础上引入权重的思想来衡量间隔步长上两个曲率对该步长曲率平均值的贡献. 与欧拉法和改进的欧拉法比较, 曲率权重法的计算结果总是能够高于真实值或有正的误差, 且精度和计算速度得到明显提升. 将该方法用于次临界堆阶跃和线性引入反应性时中子密度的求解, 能够快速得到满足计算要求和高精度的数值结果.