基于组件计算的燃耗实验基准题建模分析
发布时间：2021-03-06 13:30
组件计算在堆芯核设计中占有重要地位。组件程序的燃耗计算精度对核反应堆堆芯的功率分布、换料寿期及反应性控制设计方面具有重要意义。为了评估用于堆芯燃耗计算的多群常数库的准确性,本文运用DRAGON计算程序建立了燃耗实验计算模型,采用SFCOMPO-2.0燃耗实验基准题提供的乏燃料样品燃耗历史参数及最终核素组分信息,对Takahama-3反应堆、H.B. Robinson-2反应堆及Beznau-1反应堆系列样品进行了建模计算,并将计算结果与SFCOMPO-2.0数据库中的基准实验结果进行了对比和分析。结果表明:多数核素的模拟结果与基准值符合良好,误差在10%以内。同时本文对理论计算值与基准实验值存在差异较大的几种核素进行了相应讨论,并对样品计算结果进行了对比分析。
【文章来源】：核技术. 2020,43(06)北大核心
【文章页数】：7 页
【部分图文】：
单栅元计算模型
上述三座反应堆样品模拟计算结果表明，234U、235U与实验值有一定偏差。实际234U与中子的234U(n，γ）235U反应截面与计算程序中的截面不同可能是造成这种偏差的原因。此外，234U在新燃料中含量很低，对234U初始含量的确定带有较大的不确定性，这也可能导致计算结果产生偏差。在计算程序燃耗链中均未考虑234U及235U两种核素（n,2n）反应以及自身的α衰变反应，这是可能造成235U核素模拟结果均高于实验值的系统偏差。计算燃耗功率与实际燃耗功率偏差可能导致一些对燃耗计算功率敏感的核素的计算结果与实际有一定偏差，如：238Pu、239Pu、240Pu、241Pu、242Pu、241Am等。计算程序中125Sb核素裂变产额大于实际裂变产额可能导致其计算结果与实验值偏差较大。3 结语
计算结果与SFCOMPO-2.0数据库实验基准值对比结果整理成图表。其中表3为SF95-Sample-2的计算结果，图3为相对偏差柱状图。结果表明：234U与235U的相对偏差分别为-8%和12%。238Pu、239Pu、241Pu、241Am、242mAm、154Eu、106Ru、125Sb的相对偏差超过20%。242Pu相对偏差为11%。其余核素偏差均在10%以内。由于234U可通过（n，γ）反应产生235U，计算程序中234U的（n，γ）反应截面与实际值的偏差可能是造成234U计算存量小于实际存量的原因，而235U计算存量相比于参考值偏高可能是由于模拟计算燃耗深度与实际燃耗深度的不匹配导致的。238Pu通过一系列（n，γ）反应生成241Pu，而241Pu可通过辐射俘获反应生成242Pu，亦可通过β-衰变生成241Am,241Am可通过中子俘获反应生成242mAm。由于本研究中燃耗计算采用了组件的平均功率作为输入功率，不可避免与实际运行的功率存在偏差，燃耗计算的功率小于实际功率可能造成242Pu核素计算值小于实验值，241Am、242mAm计算值高于实际值。242Cm通过α衰变产生238Pu，而238Pu可通过辐射俘获反应产生239Pu，计算程序中242Am经过中子俘获反应生成242Cm偏多，可能导致242Cm衰变产生238Pu增多。154Eu由153Eu通过中子俘获反应产生，其消失路径包括β-衰变产生154Gd及通过中子俘获反应生成155Eu，而燃耗计算中中子通量密度会影响154Eu存量。106Ru通过裂变产出及105Ru通过中子俘获产生，消失途径包括中子俘获反应及β-衰变。106Ru存量与裂变碎片产额及中子通量密度有关，106Ru计算裂变产额大于实际裂变产额或中子通量密度小于实际中子通量密度可能导致其计算结果大于实验值。144Nd由144Ceβ-衰变产生的144Pr经β-衰变产生。144Ce计算偏差为-6%，这可能造成144Nd与实验值偏差-10%。125Sb核素裂变产额大于实际裂变产额可能导致其计算结果与实验值偏差较大，且125Sb存量较小，基准实验值的不确定性较大也可能会加剧这样的偏差。
【参考文献】：
期刊论文
[1]基于BEAVRS2.0三维堆芯仿真建模验证分析[J]. 谢明亮,罗芳绘,杨森权,肖云龙,单福昌,谢政权. 核技术. 2019(06)
[2]Neutronic analysis of silicon carbide cladding accident-tolerant fuel assemblies in pressurized water reactors[J]. Zhi-Xiong Tan,Jie-Jin Cai. Nuclear Science and Techniques. 2019(03)
[3]DRAGON&DONJON程序在MSR中堆芯燃耗计算的适用性[J]. 赵文博,谢金森,谢芹,陈珍平,曾文杰,刘紫静,何丽华,于涛. 核技术. 2017(06)
本文编号：3067194
【文章来源】：核技术. 2020,43(06)北大核心
【文章页数】：7 页
【部分图文】：
单栅元计算模型
上述三座反应堆样品模拟计算结果表明，234U、235U与实验值有一定偏差。实际234U与中子的234U(n，γ）235U反应截面与计算程序中的截面不同可能是造成这种偏差的原因。此外，234U在新燃料中含量很低，对234U初始含量的确定带有较大的不确定性，这也可能导致计算结果产生偏差。在计算程序燃耗链中均未考虑234U及235U两种核素（n,2n）反应以及自身的α衰变反应，这是可能造成235U核素模拟结果均高于实验值的系统偏差。计算燃耗功率与实际燃耗功率偏差可能导致一些对燃耗计算功率敏感的核素的计算结果与实际有一定偏差，如：238Pu、239Pu、240Pu、241Pu、242Pu、241Am等。计算程序中125Sb核素裂变产额大于实际裂变产额可能导致其计算结果与实验值偏差较大。3 结语
计算结果与SFCOMPO-2.0数据库实验基准值对比结果整理成图表。其中表3为SF95-Sample-2的计算结果，图3为相对偏差柱状图。结果表明：234U与235U的相对偏差分别为-8%和12%。238Pu、239Pu、241Pu、241Am、242mAm、154Eu、106Ru、125Sb的相对偏差超过20%。242Pu相对偏差为11%。其余核素偏差均在10%以内。由于234U可通过（n，γ）反应产生235U，计算程序中234U的（n，γ）反应截面与实际值的偏差可能是造成234U计算存量小于实际存量的原因，而235U计算存量相比于参考值偏高可能是由于模拟计算燃耗深度与实际燃耗深度的不匹配导致的。238Pu通过一系列（n，γ）反应生成241Pu，而241Pu可通过辐射俘获反应生成242Pu，亦可通过β-衰变生成241Am,241Am可通过中子俘获反应生成242mAm。由于本研究中燃耗计算采用了组件的平均功率作为输入功率，不可避免与实际运行的功率存在偏差，燃耗计算的功率小于实际功率可能造成242Pu核素计算值小于实验值，241Am、242mAm计算值高于实际值。242Cm通过α衰变产生238Pu，而238Pu可通过辐射俘获反应产生239Pu，计算程序中242Am经过中子俘获反应生成242Cm偏多，可能导致242Cm衰变产生238Pu增多。154Eu由153Eu通过中子俘获反应产生，其消失路径包括β-衰变产生154Gd及通过中子俘获反应生成155Eu，而燃耗计算中中子通量密度会影响154Eu存量。106Ru通过裂变产出及105Ru通过中子俘获产生，消失途径包括中子俘获反应及β-衰变。106Ru存量与裂变碎片产额及中子通量密度有关，106Ru计算裂变产额大于实际裂变产额或中子通量密度小于实际中子通量密度可能导致其计算结果大于实验值。144Nd由144Ceβ-衰变产生的144Pr经β-衰变产生。144Ce计算偏差为-6%，这可能造成144Nd与实验值偏差-10%。125Sb核素裂变产额大于实际裂变产额可能导致其计算结果与实验值偏差较大，且125Sb存量较小，基准实验值的不确定性较大也可能会加剧这样的偏差。
【参考文献】：
期刊论文
[1]基于BEAVRS2.0三维堆芯仿真建模验证分析[J]. 谢明亮,罗芳绘,杨森权,肖云龙,单福昌,谢政权. 核技术. 2019(06)
[2]Neutronic analysis of silicon carbide cladding accident-tolerant fuel assemblies in pressurized water reactors[J]. Zhi-Xiong Tan,Jie-Jin Cai. Nuclear Science and Techniques. 2019(03)
[3]DRAGON&DONJON程序在MSR中堆芯燃耗计算的适用性[J]. 赵文博,谢金森,谢芹,陈珍平,曾文杰,刘紫静,何丽华,于涛. 核技术. 2017(06)
本文编号：3067194
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