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。     

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。     

不同类型核燃料对热管冷却反应堆燃耗性能的影响

热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念,具有功率密度高、结构紧凑、固有安全性高等特点,在深空探索、深海勘探、偏远地区等场景中具有广阔的应用前景。核燃料作为热管冷却反应堆的重要组成部分,不同类型核燃料在堆芯燃耗分析时会呈现不同的中子学性能。基于美国爱达荷国家实验室(INL)提出的热管冷却反应堆INL Design A,利用清华大学蒙特卡罗中子输运程序RMC (Reactor Monte Carlo code)建立堆芯物理模型,选取UO₂,(U_0.9Pu_0.1)O₂,U-10Zr,U-8Pu-10Zr,UN,UC这6种核燃料开展燃耗计算,分析了不同核燃料、不同功率水平对热管冷却反应堆堆芯燃耗性能的影响。计算结果表明:在堆芯燃耗深度相同情况下(20.8 GW·d·t?1),装载U-8Pu-10Zr燃料的堆芯所需235U富集度最低(9.8%),具有较好的U-Pu增殖性能。堆芯功率处于5 MW的热管冷却反应堆,燃料中241Pu的存在不仅没起到增大堆芯燃耗深度的作用,反而导致堆芯剩余反应性和堆芯寿期末次锕系核素(MAs)的产量增大,影响反应堆的安全性与经济性。因此,对于装载含有Pu燃料的小功率长寿期热管冷却反应堆,需重点关注241Pu对堆芯燃耗性能的影响。     

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。     

双幻核16O附近核素14C, 14,15N, 14-18O能谱结构的壳模型计算分析

根据YSOX,WBT以及WBP三种不同的有效相互作用对双幻核16O附近同位素14C, 14,15N, 和 14-18O的能谱结构进行了比较分析,在结合相应的实验值的基础上揭示了重新考虑跨壳相互作用对壳模型理论计算的优化效果。借助不同的相互作用以及大量理论数据与实验值的对比,发现了已有壳模型有效相互作用在该核区的不足之处,例如部分能级误差较大、能级次序反转等,这为下一步改进这些有效相互作用创造了条件。     

大气模式与气溶胶模型对辐射传输计算的影响

大气模式与气溶胶模型选择是影响定量遥感应用的辐射传输计算的重要因素。人们一般凭感性认识去进行选择,有一定随意性,对其带来的影响程度关注甚少。以太阳辐射计测量为依据,对大气模式与气溶胶模型选择方法作了研究,并利用经辐射定标过的光谱辐射计地面测量对辐射传输计算精度进行了验证。在昆明进行的试验表明,在0.50~0.68μm范围内,选择中纬度冬季大气模式和大陆型气溶胶,经辐射传输计算后得到的光谱辐射亮度与光谱辐射计测量结果一致性很好,差别在3.3%以内;变换大气模式对辐射传输计算产生明显影响,差别达10%左右;选择不同的气溶胶模型对辐射传输计算影响也很大,差别达11%左右。基于辐射计测量的大气模式与气溶胶模型选择避免了主观选择的不可靠性,有益于减少辐射传输计算或卫星遥感大气订正的误差。     

大气模式与气溶胶模型对辐射传输计算的影响

大气模式与气溶胶模型选择是影响定量遥感应用的辐射传输计算的重要因素。人们一般凭感性认识去进行选择,有一定随意性,对其带来的影响程度关注甚少。以太阳辐射计测量为依据,对大气模式与气溶胶模型选择方法作了研究,并利用经辐射定标过的光谱辐射计地面测量对辐射传输计算精度进行了验证。在昆明进行的试验表明,在0.50～0.68 μm范围内,选择中纬度冬季大气模式和大陆型气溶胶,经辐射传输计算后得到的光谱辐射亮度与光谱辐射计测量结果一致性很好,差别在3.3%以内;变换大气模式对辐射传输计算产生明显影响,差别达10%左右;选择不同的气溶胶模型对辐射传输计算影响也很大,差别达11%左右。基于辐射计测量的大气模式与气溶胶模型选择避免了主观选择的不可靠性,有益于减少辐射传输计算或卫星遥感大气订正的误差。     

基于主成分分析的不同预处理方法对关节软骨分类的影响

本文采用不同方法对来自正常和病变关节软骨样本的红外光谱进行预处理,而后利用主成分分析对关节软骨进行鉴别分析。首先对关节软骨切片实现傅里叶变换红外光谱采集,其次分别采用基线校准、标准化、多元散射校正和标准正态变量变换对软骨的红外光谱进行预处理,然后对原始光谱(矩阵)以及预处理光谱进行主成分分析,根据得分矩阵对样本进行分类分析。结果表明:预处理方法结合主成分分析可以更好地对正常和病变关节软骨样本进行分类,而且多种预处理方法的结合可以更好地增强样本间的区分度。另外,针对关节软骨样本,多元散射校正比标准正态变量变换具有更好的增强效果。     

推扫误差对计算光谱成像数据重构的影响分析

计算光谱成像技术利用计算方法改变传统成像方式,在光路中引入编码模板实现正变换,最后通过逆变换获得目标光谱数据立方体。介绍了一种推扫式编码孔径计算光谱成像仪的成像原理,在实际应用中,其推扫速度与帧频的匹配误差会影响光谱数据重构的准确性。在建立了推扫模型的基础上,得到了重构数据的误差项,分析了匹配误差对光谱数据重构的影响,并引入光谱二次导数误差和strehl比分别作为复原光谱和空间图像的评价参数,进行了数据仿真分析,结果表明,当一组完整数据的累积误差超过一个像元时,明暗变化剧烈的区域恢复结果比较差,而对比较均匀的区域影响不大;累计误差不超过0.5个像元时,各通道的strehl比均在0.9以上,并且光谱能量越低的通道strehl比越小,因此编码模板的行列数越多平台的稳定性要求越高。     

绕丝交混模型对钠冷快堆组件子通道分析的影响

钠冷快堆燃料棒表面缠绕的绕丝能够强化通道间的冷却剂横向流动,降低组件盒内温度分布的不均匀性,提升反应堆安全性。现有的子通道程序通过采用不同类型的绕丝交混模型,模拟了绕丝对组件盒内各类参数计算结果的影响。为了研究不同绕丝交混模型对钠冷快堆组件盒内流动与传热模拟的影响,基于Mikityuk对流传热模型以及Cheng-Todreas流动压降模型,分别采用强迫横流模型以及带绕丝湍流交混模型建立了子通道分析方法,并与美国ORNL开展的FFM-2A实验数据以及其他子通道程序针对该实验的分析结果进行了对比验证。结果表明在低流量条件下两种模型均能较好模拟带绕丝组件的流动与传热情况;在高流量条件下使用强迫横流模型分析结果与实验符合较好,使用带绕丝湍流交混模型的分析结果高估了靠近中心通道的出口冷却剂温度。     

关于压水堆产武器级钚的模拟计算

防止核扩散是国际社会共同努力的目标,其中武器级核材料的防扩散是重中之重.钚是反应堆的副产品,如果不计较经济效益,利用铀为核燃料的反应堆都可以生产武器级钚.本文基于日本Takahama-3压水堆建立了五个模型,并进行中子和燃耗计算,得到两种燃料棒产武器级钚的条件、燃料棒轴向的燃耗分布、组件内燃料棒燃耗的变化区间和全堆芯燃料棒径向燃耗分布.基于上述模型和计算数据给出压水堆堆芯内含有武器级钚的准确位置和UO_2燃料棒中武器级钚的产量.这种低燃耗的乏燃料给国际核不扩散带来了巨大风险,国际社会应该加强对此类乏燃料的监管.     

Importance functions in calculation of fuel burnup in a VVER

Equations that describe fuel burnup in a VVER are given. Equations for the neutron flux density and the content of fission products are presented in the canonical Cauchy form. Such form of representation of equations lends itself well for their use in solving problems related to optimization of the process of fuel burnup in a nuclear reactor. Also given are equations for the importance functions of neutrons and fission products that correspond to the basic system of equation for phase variables.     

超临界水堆燃料组件选型论证研究

开展SCWR燃料组件性能分析及设计论证,分析研究SCWR组件设计目标,对比分析各类组件设计理念的物理热工性能与结构可实现性,论证选取综合性能优化的SCWR燃料组件方案。组件选型论证研究表明,大水棒方形组件方案采用结构设计较为简单的单水棒、组合式方形燃料组件,能够为燃料元件提供充分、均匀的慢化,而且慢化剂和冷却剂分流简单,具备良好的物理热工性能与结构可实现性,满足SCWR组件设计目标。     

超临界水堆燃料组件选型论证研究

开展SCWR燃料组件性能分析及设计论证,分析研究SCWR组件设计目标,对比分析各类组件设计理念的物理热工性能与结构可实现性,论证选取综合性能优化的SCWR燃料组件方案。组件选型论证研究表明,大水棒方形组件方案采用结构设计较为简单的单水棒、组合式方形燃料组件,能够为燃料元件提供充分、均匀的慢化,而且慢化剂和冷却剂分流简单,具备良好的物理热工性能与结构可实现性,满足SCWR组件设计目标。     

基于线性子链法的压水堆裂变产物源项一体化计算方法

核电厂设计基准源项计算可为核电厂安全评审提供依据,同时也是辐射屏蔽计算的基础。基于压水堆堆芯、一回路和气载源项的研究基础,类比衰变常数引入了迁移常数和核反应常数的概念,进而总结了一体化计算上述源项中裂变产物源项的源项方程。针对源项方程变系数、大型、稀疏和刚性的特点,在时间离散近似的基础上,基于线性子链算法编写程序求解了上述方程。通过与典型压水堆工程文件对比,证明了程序的正确性和必要性。     

基于线性子链法的压水堆裂变产物源项一体化计算方法

核电厂设计基准源项计算可为核电厂安全评审提供依据,同时也是辐射屏蔽计算的基础。基于压水堆堆芯、一回路和气载源项的研究基础,类比衰变常数引入了迁移常数和核反应常数的概念,进而总结了一体化计算上述源项中裂变产物源项的源项方程。针对源项方程变系数、大型、稀疏和刚性的特点,在时间离散近似的基础上,基于线性子链算法编写程序求解了上述方程。通过与典型压水堆工程文件对比,证明了程序的正确性和必要性。     

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。     

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。