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先进核能系统精细群状核数据库的研制与测试

孙梦萍  
【摘要】:加速器驱动次临界堆、聚变驱动次临界堆等先进核能系统由于具有可增殖核燃料、嬗变核废料及安全性能高等优势,成为目前核能研究的重要方向之一。开展先进核能系统研究的重要前提是具备精确可靠的核数据库。先进核能系统需要大量的迭代计算来进行优化设计,采用确定论方法计算的多群核数据库相对采用蒙卡方法的点状库具有计算速度更快的优势,更适合进行迭代计算。但是一般多群核数据库具有依赖问题本身能谱的特点,普适性较差。然而先进核能系统的设计可能不断更新,这就需要较为通用的核数据库来节省每次制作核数据库的时间,通过增加能群数能提高多群核数据库对于不同堆型的普适性,因此采用将精细群进行并群的方式既可以解决一般多群普适性差的缺点,又能避免由于能群数目的增加而造成的计算效率低下的问题。目前国际上关于精细群的研究主要集中在压水堆、快堆等中字能量偏低的堆型,先进核能系统的中子能量偏高,因此开发一套适合先进核能系统的精细群核数据库具有重要的研究意义。 本论文针对先进核能系统的复杂物理效应、大跨度能谱等特点展开详细分析与研究,采用参考成熟能群结构及能群结构扩充的方式开发了一套核素种类为136种、能量上限为150MeV、能群数为1200群的精细群核数据库。在核数据库制作过程中考虑了多普勒展宽、热中子上散射效应及共振自屏效应等物理效应对核数据的影响,此外,采用TRANSX进行并群,并初步验证了并群系统的可靠性。在此基础上,本论文采用《国际临界安全基准评价实验手册》中临界安全例题和《屏蔽积分基准例题库》中子积分泄漏率例题对精细群的重核核素、轻核核素进行测试;同时采用日本高能屏蔽实验对高能区核数据库及IAEA-ADS基准例题进行综合测试。通过将keff、中子通量密度的计算结果与点状库计算结果进行对比,结果显示精细群核数据库能满足工作核数据库的精度要求,并且对于不同反应堆系统具有较好的通用性。而将精细群直接进行中子输运计算与采用并群后的多群库进行计算验证了并群系统的可靠性,更进一步验证了精细群核数据库的通用性。 这套精细群核数据库及并群系统可以为将来先进核能系统在屏蔽优化计算、多目标中子学优化计算及燃耗管理计算提供支持,并提高需反复变换方案以优选设计的先进核能系统设计的效率。


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