能精确处理空间自屏效应的共振伪核素子群方法北大核心CSCD

鉴于传统的Bondarenko迭代方法(BIM)处理共振干涉效应时会引入较大的误差,国际上发展了共振干涉因子方法(RIFM)和非均匀共振伪核素方法(HPRIM),但二者都只能通过考虑共振干涉效应给出较精确的燃料棒平均有效自屏截面,而不能精确考虑空间自屏效应而无法给出精确的空间相关的有效自屏截面。针对该问题,提出了共振伪核素子群方法(PRNSM)。该方法通过在线制作共振伪核素的共振截面表考虑共振干涉效应;通过拟合方法得到共振伪核素及其组成共振核素的子群参数;通过求解共振伪核素的子群固定源问题得到子群通量并用于归并组成共振核素的子群截面得到空间相关的有效自屏截面。大量的数值结果表明,对于不同富集度UO2燃料问题,PRNSM可精确给出棒平均有效自屏截面和空间相关的有效自屏截面。     

JMCT优化查找策略的实现

分析连续能量点截面中子输运程序JMCT中区间查找的时间复杂度.针对主能量网格,裂变释放中子数和不可分辨共振网格进行区间映射加速,并以等差和等比序列网格为例,对比分析不同散列网格的质量.最后选择寿期初与寿期中燃料棒栅元的k_∞问题进行对比测试.结果显示,对于核素数目较多的输运问题,优化查找策略具有很好的加速效果.     

高保真物理-热工耦合计算方法研究及应用

反应堆高保真物理-热工耦合计算可以更准确、更详细地模拟和预测反应堆堆芯行为,从而进一步提高核反应堆的安全性和经济性。基于精确的几何建模与高精度的中子学计算方法,通过耦合pin-by-pin子通道热工水力计算,进行了高保真中子学和物理-热工耦合计算方法研究,研制了反应堆高保真物理-热工耦合计算程序NECP-X/CTF。在此基础上分析了燃料棒导热模型、间隙导热率等计算模型对高保真物理-热工耦合计算结果的影响,最终将耦合系统应用于大型压水堆关键安全参数的计算。结果表明,高保真物理-热工耦合不但可以获得精确的宏观参数,还可以获得精细的燃料棒功率、燃料棒温度等精细参数。     

基于SuperMC的随机介质程序在双重非均匀性问题中的应用北大核心CSCD

与传统的棒状燃料采用单一UO2陶瓷芯体不同,弥散型板状燃料元件是将燃料微球混合在金属基体中,燃料球与基体间微观上还存在体积的非均匀性。如果不能有效处理弥散燃料的局部空间,自屏效应将对物理特性参数计算带来一定偏差。但传统确定论程序的填卡方式忽略了弥散型燃料具有双重非均匀性的特点。针对板状弥散型燃料栅元,基于SuperMC程序编写随机介质程序,分别建立体积均匀模型和颗粒模型来验证分析弥散型燃料中由空间自屏效应引起的非均匀性。结果表明,该随机介质程序用于SuperMC中,可以解决具有双重非均匀性的弥散型燃料的粒子输运数值模拟问题,再通过建立传统RPT等效模型修正燃料和基体间非均匀性带来的计算偏差。     

等价分布源方法新发展

本文以广义Lighthill方程和广义Green函数为基础给出任意截面管道声传播计算模型,同时应用等价分布源方法建立了包含声衬影响的声传播模型,该方法避开了复杂的管道特征值计算,并在此基础上以积分变换发展了等价分布源方法,免去了声源及观察点匹配时产生的奇异性,使该方法大大简化,易于工程实际计算.此外,本文还给出了特殊截面管的算例.     

基于点截面的快堆组件均匀化参数计算方法

快中子反应堆的中子学计算中,少群参数的计算精度直接影响最终的计算精度。通过直接利用点截面的方法产生具体问题的精细群截面,随后进行组件输运计算并以获得的中子通量密度分布归并能群从而得到组件的均匀化少群参数,可以较精确地考虑中等质量核素在中高能量段具有的非常强烈的弹性散射共振效应以及全能量段存在的多核素共振干涉效应等问题。计算结果表明,由点截面产生的细群截面误差均在1%以内,进行能谱计算并利用该能谱归并能群得到少群参数的误差也在1%以内。随着截面精度的改善,最终堆芯计算的精度得到明显提升。     

乏燃料中Pu同位素含量数值模拟

利用燃耗计算程序MCORGS模拟反应堆燃耗与乏燃料中Pu同位素含量之间的关系,通过对轴向上分为20段的重复栅元模型和组件模型进行的燃耗计算,得到压水堆中乏燃料中轴向不同位置燃耗的分布和Pu-239同位素含量的变化,模拟发现Pu-239同位素含量随着燃料棒在堆芯中的位置不同变化很大。同时,对VVER1000组件和压水堆1717组件也进行了燃耗计算,计算发现组件径向不同位置的燃耗有一定差别。轴向上和径向上不同位置的燃耗差别会导致同一批卸载的乏燃料中含有很多低燃耗的燃料区间,这种乏燃料给国际核不扩散带来了巨大的风险,应该加强监管。     

组件计算程序PANDA研发及初步验证

PANDA是上海核工程研究设计院研发的压水堆组件计算程序。该程序采用基于特征线方法（MOC）的一步化计算流程,即在不引入能群压缩和栅元均匀化的情况下直接进行组件层面的两维非均匀输运计算。多群数据库采用基于ENDF/B-VI制作的70群结构中子数据库,基于ENDF/B-VII的新版数据库也正在开发中。共振自屏计算采用了空间相关丹可夫方法（SDDM）,既具备燃料芯块分区计算的能力,又保留了传统Stammler方法的计算效率。多群非均匀输运计算采用二维模块化MOC方法,并辅以双重粗网有限差分(CMFD)加速技术,具有良好的计算精度和效率。对传统线性子链解析（TTA）方法以及多种矩阵指数方法进行了研究,选取了适合PANDA程序燃耗链的燃耗方程求解技术。基于以上基本模型开发了PANDA程序,并从程序模块、总体集成和核设计程序系统确认等三个层面,初步验证了PANDA程序的计算性能,表明了PANDA程序的工程设计计算能力。     

临界-燃耗耦合计算方法

基于蒙特卡罗模拟方法,采用MCNP的多群计算程序模拟中子输运方程,并与栅元均匀化程序WIMS耦合,实现了临界-燃耗耦合计算。具体过程是:首先扩展MCNP的多群功能,将其能群扩展为69群;然后,由接口程序将WIMS程序产生69群共振、自屏宏观中子截面转化为ACE格式的多群截面;其次,将新产生的多群截面提供给MCNP,完成临界-燃耗计算;最后,利用此耦合程序进行了基准题校核计算以及实验对比。计算结果表明,此耦合程序是可靠和正确的。     

非晶丝端部磁场效应的模拟

实验表明,不同长度的非晶丝以及非晶丝端部不同的位置都具有不同的磁特性.为了研究这种端部磁场效应,基于磁荷分布的假设,采用数值计算方法获得了非晶丝端部的磁场分布.然后,基于数值计算结果,采用拟合方法获得非晶丝内部磁场分布的一般性计算形式.由于非晶丝内部磁场强度不可能超出外磁场强度,提出由中间的均匀磁区以及两端的入磁区和出磁区所构成的非晶丝三磁区模型,并由此获得端部磁场效应的临界长度计算公式.该理论模型对端部磁场效应的模拟计算结果与已有实验现象能够符合很好.     

20 MeV以下n+6Li反应的理论计算

核反应R矩阵理论是研究轻核反应以及中重和重核共振能区核反应的重要理论方法。包含能级矩阵非对角元贡献的完全R矩阵理论在理论上比较严格。根据不同的假定和近似得到不同的R矩阵计算方法。新编的R矩阵程序FDRR包含了4种计算方法,包括约化道多能级Breit-Wigner 方法、完全约化R矩阵方法、非对角化能级位移约化R矩阵方法及对角化能级位移约化R矩阵方法。可计算轻核各种两体反应道的截面、角分布。利用FDRR程序对n+6Li 反应20 MeV以下能区进行理论分析和计算,理论计算结果与实验数据进行了比较分析,理论计算得到的截面和角分布与实验数据符合得很好。R-matrix theory is an important theory of light, medium and heavy mass nuclide nuclear reaction in the resonance energy range. Full R-matrix formalism contains the un-diagonal element of energy levels matrix and it is rigorous in theory. Because of different assumptions and approximations, many kinds of R-matrix methods are obtained. The new R-matrix code FDRR is presented and includes 4 kinds of R-matrix methods, reduced multi-level Breit-Wigner R-matrix method, full reduced R-matrix method, un-diagonal energy shift reduced Rmatrixn method, and diagonal energy shift reduced R-matrix method. It can be used for calculating integral cross sections and angular distributions of 2-bodies reactions. The cross sections and angular distributions of n+6Li reaction are calculated and analyzed by FDRR code below 20 MeV. The calculation results are compared with the experimental data, and the cross sections and angular distributions are in good agreement with experimental data.     

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。     

Analysis of the total activation cross section of all possible reactions producing the same radioactive nuclide for the same element

Firstly, according to the regulation of growth and decay of radioactive nuclides produced in reactions, a formula used to calculate the total activation cross section of all possible reactions producing the same radioactive nuclide for the same element is deduced, and it is pointed out that the activation formula given in two references is incorrect. Then, as an example, the so-called total activation cross section in one of the two references is analyzed and the correct results of the cross sections of ¹⁸²W(n,p)^{182(m m+g)}Ta, ¹⁸³W(n,p)¹⁸³Ta and ²⁰⁶Pb(n,α)²⁰³Hg induced by neutrons around 14 MeV calculated with the data given in the literature, the nuclear parameters and some evaluated values are given. Finally, the correct results are compared with other values collected in the literature.     

基于线性核素链的燃耗算法与蒙特卡罗程序耦合计算

根据线性核素链原理和反应堆燃耗的特点,建立相应核数据库并采用回溯算法生成自适应核素链,完成核素的遍历和计算,形成多群点燃耗计算程序,能够独立进行燃耗计算并具有完整的输出结果形式。同时将所开发的燃耗计算程序与蒙特卡罗程序进行耦合,完成接口模块的设计,形成可用于研究堆和核电站的燃耗-输运耦合计算工具。将所开发的输运-耦合计算程序应用于中国实验快堆首炉堆芯燃耗的计算,将计算结果与现有设计数据进行比较。经过初步分析表明:新的燃耗计算程序能够精确计算锕系核素含量,包括易裂变核素和生成量很小的次锕系核素。对某些锕系核素如Pu241的计算结果还存在较大偏差,这需要对计算结果进一步分析,来确认偏差是来自计算过程还是相关的截面数据。整个燃耗-输运耦合计算系统对裂变产物的处理和反应性变化的计算也与现有的设计数据符合良好。     

铅基反应堆燃料组件间隙横流周期性研究

燃料组件内冷却剂的横流对反应堆堆芯的换热有很大影响,为研究铅基反应堆燃料组件内冷却剂的横向速度分布,对CiADS反应堆燃料组件组件局部的7,19棒束的单螺距及多螺距多种几何进行建模和CFD（Computational Fluid Dynamics）模拟,并对其间隙内横向速度进行分析。研究表明: 19棒束组件内通道、角通道的相邻间隙内横向速度的分布在组件轴向和横向上有明显周期性,横向上根据两个内通道间隙平移旋转的位置关系由一个间隙的结果经过平移一定相位角度可以得到另一个间隙分布结果,沿轴向多螺距模型每个螺距长度内横向速度分布一致。7棒束组件在相同类型通道内横向速度分布大小及趋势与19棒束一致。少棒束单螺距组件结果进行横向及轴向的周期性延拓可以得到多棒束多螺距模型间隙内的横流分布。Cross flow of a coolant in fuel assembly had a great impact on the heat transfer of a reactor core. In order to study the characteristics of the cross flow in lead-based fast reactor assemblies, the CiADS fuel assemblies were used as research object. Fine geometric models and CFD simulation of 7 and 19 pin bundle and multi-pitch length assemblies based on CiADS fuel assemblies were carried out. The distribution of the cross flow velocity in several geometric models was compared and analyzed. The results show that the distribution of the cross flow velocity in gaps of interior and corner channel in 19 pin bundle has obvious periodicity in both axial and horizontal direction. In the horizontal direction, the results of one gap can be translated by a certain phase angle to obtain another gap distribution result according to the positional relationship of the translational rotations of the two internal channel gaps. The distribution of cross flow velocity is uniform in each pitch length of multi-pitch model in the axial direction. And the distribution of transverse flow in gaps of 7 pin bundle is similar to the distribution in the same kind of gaps in 19 pin bundle. The results of fewer pin bundle with single pitch length can be periodically extended in axial and transverse direction to obtain the characteristics of cross flow in geometric models with multi-pitch length and more rods.     

不同燃耗计算模型对商用压水堆乏燃料组件核素成分的影响分析

燃耗计算精度对提高乏燃料贮存效率有着重要影响,在应用燃耗信用制时,燃耗计算得到的核素成分偏差决定了乏燃料贮存的临界安全裕量。不同燃耗计算模型所得到的核素成分偏差各不相同,为提高燃耗计算精度,提出了一种装载不同燃料富集度的多组件燃耗计算模型,并使用不同燃耗计算模型分别对TMI-1反应堆NJ07OG组件中的6个样本进行了计算、对比和分析。结果表明,相比其他模型,考虑不同燃料富集度的多组件模型得到的²³⁵U、²³⁸U和²³⁹Pu等核素平均相对偏差更接近于零且6个样本的相对偏差分布更为平均。     

Effects of temperature and equivalence ratio on the ignition of n-heptane fuel spray in turbulent flow

Direct numerical simulations were performed to study the autoignition process of n-heptane fuel spray in a turbulent field. For the solution of the carrier gas fluid, the Eulerian method is employed, while for the fuel droplets, the Lagrangian method is used. Droplets are initialized at random locations in a two-dimensional isotropic turbulent field. A chemistry mechanism for n-heptane with 44 species and 112 reactions was adopted to describe the chemical reactions. Three cases with the same initial global equivalence ratio (0.5) and different initial gas phase temperatures (1100, 1200, and 1300 K) were simulated. In addition, two cases with initial global equivalence ratios of 1.0 and 1.5 and initial temperature 1300 K were simulated to examine the effect of equivalence ratio. Evolution of temperature, species mass fraction, reaction rate, and the joint PDF of temperature and equivalence ratio are presented. Effects of the initial gas temperature and equivalence ratio on vaporization and ignition are discussed. A correlation was derived relating ignition delay times to temperature and equivalence ratio. It was confirmed that with the increase of initial temperature, the autoignition occurs earlier. With the increase of the initial equivalence ratio, however, autoignition occurs later due to a larger decrease in gas phase temperature caused by fuel droplet evaporation. The results obtained in this study are expected to be constructive in understanding fuel spray combustion, such as that in homogeneous charge compression ignition systems.     

快堆中子学计算程序NECP-SARAX的改进与验证

NECP-SARAX是西安交通大学NECP团队开发的用于快中子反应堆的中子学程序系统。为准确处理快中子反应堆中中等质量核素散射共振以及非弹性散射导致的复杂的中子慢化效应,SARAX程序最初采用连续能量的蒙特卡罗方法计算中子能谱从而获得堆芯计算使用的有效多群截面。由于蒙特卡罗程序计算效率低,且在低能量段统计偏差较大,提出采用基于点截面的超细群方法计算中子慢化能谱,避免了蒙特卡罗方法产生参数时存在的缺陷。堆芯计算采用多群中子输运,通过优化简化几何建模,改进了程序的实用性。采用多种微扰方法计算堆芯各种反应性系数,提出了基于中子输运微扰理论的虚拟密度方法以计算堆内组件变形导致的反应性变化。在进行堆芯瞬态计算时,采用了点堆和改进准静态两种方法,可用于一般快堆和快谱ADS的典型事故分析。OECD发布的一系列快堆基准题测试表明,SARAX程序在快堆计算中具有良好的精度,达到了与国外著名快堆程序相当的水平。有效增殖因子与连续能量的蒙卡计算结果相比偏差在300 pcm以内。同时,由于引入了虚拟密度理论和三维时空动力学模型,程序功能更加完善,可以更好地满足快堆工程设计的需求。