基于OpenMC的反应堆临界与屏蔽验证研究

发布时间：2020-04-03 03:44

【摘要】：随着核电“走出去”战略步伐的加快,核动力厂安全分析用计算机软件的自主化日益重要,目前国内三大核电集团均在开发拥有自主知识产权的核动力厂安全分析用计算机软件,国家核安全局已将核动力厂安全分析用计算机软件评价作为一项基础性工作,环保部提出了“核动力厂安全分析用计算机软件评估数据共享平台”项目,将使用验证后的基准题库来支持国内其他自主化软件的确认与评估。项目规定所有基准题必须来源于正规的途径,如公开发表的文献或自主开展的实验等,本文通过调研大量公开发表的各种文献,获得了一定数量的基准题,同时项目规定验证基准题正确性的程序不能带有版权争议,所以我们选择了开源的蒙卡程序Open MC来进行验证。本文基于Open MC开展了基准题验证工作并得到了相关结论:(1)对Open MC的编译进行了研究,分析Open MPI、Mpich及HDF5的各版本辅助程序对Open MC的支持情况,确定了软件版本之间的匹配作为后续验证实验基准的工具。(2)对ICSBEP(The International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project)基准题的正确性进行临界基准验证。基于开源网站上的111道MCNP测试算例获得几何参数,使用Open MC对其进行建模并与文献值进行校核计算,其中67道基准题模拟值与实验值吻合较好,验证了软件计算的正确性,同时说明了基准题数据的可靠性,这些基准题可以纳入数据平台用于新开发的软件的验证,而吻合不好的44道例题建议不纳入数据平台。(3)对全堆芯基准模型进行临界基准验证,选取了Hoogenboom全堆模型进行建模及临界计算,以文献发布的MCNP结果作为校对值,结果为Open MC计算值与校对值在误差范围内,验证了Hoogenboom全堆芯基准模型数据的正确性,可以纳入数据平台用于新开发软件的临界基准验证。(4)对SINBAD 97基准题库中Winfrith水基准题进行屏蔽基准验证,结果为Open MC计算值及实验值满足相对偏差小于20%的要求,验证了计算的正确性,同时也验证了屏蔽基准题数据的可靠性。证明了Winfrith水基准题可以纳入数据平台对于水截面,能量范围为0.93Me V-8.825Me V计算软件的屏蔽基准验证。上述工作提供了验证后的基准题库并纳入数据平台,这将支持国内其他自主化软件的确认与评估。
【图文】：

中子,模拟过程,核反应堆,基准题

后的基准题库来支持国内其他自主化软件的确认与评估，我们对基准题数据的正确性进行验证。粒子输运的蒙特卡罗方法与核聚变是两种截然不同的核反应，，同属于原子范畴的物理反指如235U 等物质与中子碰撞，使235U 分裂为多种原子核及中量的释放。聚变是太阳上的典型核反应，小型的原子核之间相的原子核同时伴随巨额能量的释放。聚变能由于技术难度较大阶段。因此，截至目前正常使用的反应堆均为裂变反应堆[3]。理论较多而且复杂，想弄清楚核反应堆运行时内部的各种原子要清楚各个粒子如中子在反应堆中的粒子输运情况，在图 1.1子的输运过程，为了让核反应堆正常、高效的运行，就一定要这是判断核反应堆能否正常运行的基石。

流程图,蒙卡方法,中子输运,流程图

图 1.2 蒙卡方法模拟中子输运流程图卡方法作为一种基于概率统计的粒子输运模拟方法，其计算过程反应的物理机制，能精确描述及处理模型几何，可解决多维度问何多样、能谱复杂、变量繁多等处理需求的反应堆物理计算问题有计算准确度高，能较准确的模拟粒子的物理参数及输运过程、受几何条件限制小、收敛速度与维度无关等优点[7]。蒙卡方法可点截面，从而避免分群近似，具有较高的计算精度，此外，蒙卡并行特性[8]。蒙卡方法逐渐成为核能系统研究领域的关键工具。卡输运程序国内外研究现状卡软件近年来有着巨大发展，许多国家都推出了用于粒子输运模序，见表 1.1。
【学位授予单位】：南华大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2018
【分类号】：TM623

【参考文献】