NECP-SARAX是西安交通大学核工程计算物理实验室开发的先进反应堆中子学分析系统,近些年基于CEFR、PHENIX、SUPERPHENIX、JOYO MK-I、ZPR和ZPPR等反应堆开展了程序的验证与确认工作,计算结果表明:NECP-SARAX在快堆堆芯物理特性分析具有良好的性能。同时,利用上述反应堆中的燃料组件和控制棒组件,初步展现了截面计算程序TULIP在快谱问题计算分析上的精确性,但是仍然缺乏系统性地验证与确认。为了确认TULIP程序对于不同类型快谱问题的适用性,从国际临界安全基准评估项目中选取了147组临界实验装置进行计算分析,发现对于带有厚反射层的实验装置,TULIP程序计算keff和蒙特卡罗程序计算值的偏差超过10-2。以HMF021-002实验装置构造均匀两核素问题展开研究,中等质量核素在非共振区表现出类似共振波动状的散射截面,对于使用大量结构材料的快谱系统,其非共振区类似共振波动截面的自屏效应变得不可忽略。针对此现象,对TULIP程序的共振计算策略和非共振区计算方法进行优化,采用超细群(Ultra Fine Group,UFG)的共振计算方法,对中等质量核素高装载量情况下非共振区类似共振波动状截面的自屏效应进行处理,改进程序后相应实验装置计算偏差降低到3×10-3内,数值结果表明,改进后的TULIP程序对于快谱系统具有良好的计算分析能力。
TULIP程序 ICSBEP基准题 中等质量核素 非共振区 类似共振状的截面 TULIP code ICSBEP benchmark Intermediate-weight nuclide Nonresonance energy Resonance-like cross section
1 西安交通大学 西安 710049
2 中国核电工程有限公司 北京 100840
核临界安全分析是保证乏燃料后处理厂安全性的关键技术,而现有核临界安全事故分析程序中,或在几何适用范围上受限,或由于计算效率低而工程实用性差。因此,亟需研发一套适用范围大、计算精度高的临界安全分析方法,提高对核临界事故的分析精度,为乏燃料后处理厂提供技术保障。为此,本文针对乏燃料溶液系统特性,基于零维超细群截面制作与全问题并群方法、预估-校正准静态中子动力学计算方法和二维轴对称热工-辐解气体模型,开发了相应的计算程序模块,最终形成了一套具备并行功能的三维乏燃料溶液系统临界安全分析程序hydra-TD。进一步利用该程序对法国SILENE实验装置进行了验证,结果显示:第一裂变功率峰、倍增时间、总裂变次数等关键参数的误差较小,证明hydra-TD程序正确模拟了燃料溶液系统临界过程中的多物理过程,具备临界安全分析的能力。
乏燃料溶液 临界安全 瞬态分析 多物理耦合 Spent fuel solution Critical safety Transient analysis Multi-physics coupling
1 西安交通大学 核科学与技术学院 西安 710049
2 中国科学院近代物理研究所 兰州 730030
3 先进能源科学与技术广东省实验室 惠州 516000
目前,国家重大科技基础设施“加速器驱动嬗变研究装置”(China Initiative Accelerator Driven System,CiADS)正在建设的关键阶段,对其方案展开详细计算分析可以为核能的可持续发展和国家能源安全战略提供强有力的技术支持。利用先进反应堆物理计算系统(Nuclear Engineering Computational Physics Laboratory,System for Advanced Reactor Analysis at Xi'an Jiaotong University,NECP-SARAX),通过比较不同燃料/冷却剂选型、结构尺寸下的堆芯寿期、能谱特性以及反应性反馈系数等参数,对加速器驱动先进核能系统(Accelerators Drive Advanced Nuclear Energy Systems,ADANES)展开了堆芯中子学特性分析,并对堆芯的瞬态特性进行了初步分析,瞬态事故包括无保护反应性引入事故以及无保护失流事故。数值计算结果表明:ADANES堆芯在满功率运行条件下可以实现大于10 a的运行寿期,同时具备负的反馈反应性系数,通过瞬态分析表明该堆芯具备了在典型事故下的固有安全特性。
ADANES堆芯 NECP-SARAX 中子学分析 确定论 ADANES NECP-SARAX Neutronic analysis Deterministic
强激光与粒子束
2022, 34(2): 026017
西安交通大学 核科学与技术学院, 西安 710049
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。
快堆 中子学 微扰理论 瞬态计算 共振 fast reactor neutronics perturbation theory transient calculation resonance 强激光与粒子束
2017, 29(5): 056005
西安交通大学 核科学与技术学院, 西安 710049
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。
快堆 少群参数 点截面 弹性散射共振 共振干涉 fast reactor few-group constant point-wise cross section elastic scattering resonance interference effect 强激光与粒子束
2017, 29(1): 016001