检索结果-南通市图书馆

作者：万振东哈尔滨工程大学

学位级别：硕士

相比于传统的一步法堆芯计算方案,两步法堆芯计算方案作为国际上热门的计算方法,具有建模方案简单、计算资源消耗少等优势。其主要流程是通过对组件进行计算归并出组件群常数,将组件群常数代入下游进行堆芯计算。可以看出组件群常数的... 详细信息

相比于传统的一步法堆芯计算方案,两步法堆芯计算方案作为国际上热门的计算方法,具有建模方案简单、计算资源消耗少等优势。其主要流程是通过对组件进行计算归并出组件群常数,将组件群常数代入下游进行堆芯计算。可以看出组件群常数的准确性将影响着两步法计算的精度,所以组件群常数计算这一步至关重要。随着各类新型反应堆的出现,反应堆的能谱特性也越来越多样,与热堆的中子学特性差异较大,针对压水堆的组件群常数计算方法可能并不适用于热堆外的其他类型堆芯,因此需要研究一种适用于不同类型反应堆的两步法物理计算方案。本文利用基于非均匀特征线子群方法的ALPHA组件程序和基于一维超细群等价方法的TULIP组件程序,针对4类均匀快堆问题、热管堆问题和压水堆问题进行组件群常数计算。以蒙特卡洛程序Serpent结果为基准,对各堆芯中燃料区域,分析了ALPHA和TULIP计算的宏观总截面、Nu-fission,对各堆芯中不含裂变核素区域,分析了ALPHA和TULIP计算的宏观总截面。随后,将ALPHA、TULIP和Serpent计算出的群常数分别代入到基于三棱柱网格S节块法的堆芯程序DNTR中进行堆芯建模计算,以Serpent-DNTR结果为基准,对比分析了不同群常数产生方法对堆芯增殖因子k、堆芯能谱和堆芯裂变率分布等重要的中子学参数的影响。通过使用Serpent-DNTR、ALPHA-DNTR和TULIP-DNTR针对4类均匀快堆问题、热管堆问题和压水堆问题进行两步法计算,以Serpent-DNTR计算结果为基准,可以得出如下结论:在4类均匀快堆问题中TULIP-DNTR和ALPHA-DNTR的两步法计算结果表明,其群常数的产生在允许偏差范围内,TULIP-DNTR关于4类堆芯增殖因子k的计算上要好于ALPHA-DNTR,但是在堆芯能谱计算及裂变率计算上则不如ALPHA-DNTR。在热管堆问题中TULIP-DNTR和ALPHA-DNTR两步法计算结果表明,群常数的产生在允许偏差范围内,TULIP-DNTR关于热管堆堆芯增殖因子k和裂变率的计算上要好于ALPHA-DNTR,但是在堆芯能谱计算上则不如ALPHA-DNTR。在压水堆问题中ALPHA-DNTR两步法计算所得群常数在允许偏差范围内,且堆芯增殖因子k、堆芯能谱、堆芯裂变率分布偏差较小。而TULIP-DNTR两步法计算所得群常数、堆芯增殖因子k、堆芯能谱、堆芯裂变率分布偏差较大,表明TULIP-DNTR两步法计算并不适用于所选的压水堆堆芯问题。

关键词：组件群常数两步法计算能谱特性

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基于中子均方位移守恒的平均散射角余弦计算

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哈尔滨工程大学学报 2023年第12期44卷 2208-2215页

作者：秦帅李云召贺清明曹良志吴宏春西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

使用蒙特卡罗方法计算均匀化群常数时,一般以中子标通量为权重计算平均散射角余弦,会引入额外的计算误差。针对该问题,本文从中子均方位移和平均散射角余弦的关系出发,根据中子均方位移的统计结果,计算得到保证该物理量守恒的平均散射... 详细信息

使用蒙特卡罗方法计算均匀化群常数时,一般以中子标通量为权重计算平均散射角余弦,会引入额外的计算误差。针对该问题,本文从中子均方位移和平均散射角余弦的关系出发,根据中子均方位移的统计结果,计算得到保证该物理量守恒的平均散射角余弦。基于蒙特卡罗粒子输运计算程序NECP-MCX,并使用各向异性较强的快中子反应堆问题对该方法进行了测试。相比于传统方法,反应堆有效增殖因子的偏差由588×10^(-5)~796×10^(-5)降低为-31×10^(-5)~266×10^(-5),相对裂变反应率分布的最大相对偏差由3.754%~4.675%降低为-0.990%~0.920%,均方根偏差由1.864%~2.444%降低为0.569%~0.612%。结果表明:本文方法可以可以有效降低传统方法的计算偏差,具有一定的应用价值。

关键词：均方位移平均散射角余弦群常数蒙特卡罗方法 NECP-MCX 各向异性反应堆物理两步法计算

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基于新型燃料堆芯的不确定性分析研究

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现代应用物理 2023年第4期14卷 114-119页

作者：岳子腾张斌刘天娇王连杰倪东洋国家电投集团科学技术研究院有限公司国家能源核电软件重点实验室北京102209 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041 哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨151100

参考日本第三代实验堆JRR-3,研究了核数据、输入参数的不确定性对有效增殖因子keff的影响。针对核数据,首先开展了核数据对3维全堆芯keff的不确定性分析及对组件均匀化常数的不确定度计算;其次以组件均匀化常数库为基础,通过抽样方法,... 详细信息

参考日本第三代实验堆JRR-3,研究了核数据、输入参数的不确定性对有效增殖因子keff的影响。针对核数据,首先开展了核数据对3维全堆芯keff的不确定性分析及对组件均匀化常数的不确定度计算;其次以组件均匀化常数库为基础,通过抽样方法,采用堆芯计算程序进行了全堆芯模拟,进行了核数据在两步法计算下的影响分析。针对输入参数,首先通过敏感性分析筛选出对keff影响较大的参数,然后使用参数统计法、非参数统计法等多种不确定性分析方法对备选参数进行量化分析。结果表明:核数据对堆芯keff的相对不确定度为0.540 6%,其中235U的平均裂变中子数和瞬发中子裂变份额具有最大的敏感性系数,而235U平均裂变中子数和Al的(n, fission)反应具有最大的不确定性;输入参数的不确定性引起keff的相对不确定度为0.2%,参数统计法与非参数统计法在对keff的容忍区间计算结果上相近。

关键词：核数据输入参数不确定性分析两步法计算

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