基于組件計算的燃耗實驗基準題建模分析
發(fā)布時間：2021-03-06 13:30
組件計算在堆芯核設計中占有重要地位。組件程序的燃耗計算精度對核反應堆堆芯的功率分布、換料壽期及反應性控制設計方面具有重要意義。為了評估用于堆芯燃耗計算的多群常數(shù)庫的準確性,本文運用DRAGON計算程序建立了燃耗實驗計算模型,采用SFCOMPO-2.0燃耗實驗基準題提供的乏燃料樣品燃耗歷史參數(shù)及最終核素組分信息,對Takahama-3反應堆、H.B. Robinson-2反應堆及Beznau-1反應堆系列樣品進行了建模計算,并將計算結果與SFCOMPO-2.0數(shù)據(jù)庫中的基準實驗結果進行了對比和分析。結果表明:多數(shù)核素的模擬結果與基準值符合良好,誤差在10%以內。同時本文對理論計算值與基準實驗值存在差異較大的幾種核素進行了相應討論,并對樣品計算結果進行了對比分析。
【文章來源】：核技術. 2020,43(06)北大核心
【文章頁數(shù)】：7 頁
【部分圖文】：
單柵元計算模型
上述三座反應堆樣品模擬計算結果表明，234U、235U與實驗值有一定偏差。實際234U與中子的234U(n，γ）235U反應截面與計算程序中的截面不同可能是造成這種偏差的原因。此外，234U在新燃料中含量很低，對234U初始含量的確定帶有較大的不確定性，這也可能導致計算結果產生偏差。在計算程序燃耗鏈中均未考慮234U及235U兩種核素（n,2n）反應以及自身的α衰變反應，這是可能造成235U核素模擬結果均高于實驗值的系統(tǒng)偏差。計算燃耗功率與實際燃耗功率偏差可能導致一些對燃耗計算功率敏感的核素的計算結果與實際有一定偏差，如：238Pu、239Pu、240Pu、241Pu、242Pu、241Am等。計算程序中125Sb核素裂變產額大于實際裂變產額可能導致其計算結果與實驗值偏差較大。3 結語
計算結果與SFCOMPO-2.0數(shù)據(jù)庫實驗基準值對比結果整理成圖表。其中表3為SF95-Sample-2的計算結果，圖3為相對偏差柱狀圖。結果表明：234U與235U的相對偏差分別為-8%和12%。238Pu、239Pu、241Pu、241Am、242mAm、154Eu、106Ru、125Sb的相對偏差超過20%。242Pu相對偏差為11%。其余核素偏差均在10%以內。由于234U可通過（n，γ）反應產生235U，計算程序中234U的（n，γ）反應截面與實際值的偏差可能是造成234U計算存量小于實際存量的原因，而235U計算存量相比于參考值偏高可能是由于模擬計算燃耗深度與實際燃耗深度的不匹配導致的。238Pu通過一系列（n，γ）反應生成241Pu，而241Pu可通過輻射俘獲反應生成242Pu，亦可通過β-衰變生成241Am,241Am可通過中子俘獲反應生成242mAm。由于本研究中燃耗計算采用了組件的平均功率作為輸入功率，不可避免與實際運行的功率存在偏差，燃耗計算的功率小于實際功率可能造成242Pu核素計算值小于實驗值，241Am、242mAm計算值高于實際值。242Cm通過α衰變產生238Pu，而238Pu可通過輻射俘獲反應產生239Pu，計算程序中242Am經過中子俘獲反應生成242Cm偏多，可能導致242Cm衰變產生238Pu增多。154Eu由153Eu通過中子俘獲反應產生，其消失路徑包括β-衰變產生154Gd及通過中子俘獲反應生成155Eu，而燃耗計算中中子通量密度會影響154Eu存量。106Ru通過裂變產出及105Ru通過中子俘獲產生，消失途徑包括中子俘獲反應及β-衰變。106Ru存量與裂變碎片產額及中子通量密度有關，106Ru計算裂變產額大于實際裂變產額或中子通量密度小于實際中子通量密度可能導致其計算結果大于實驗值。144Nd由144Ceβ-衰變產生的144Pr經β-衰變產生。144Ce計算偏差為-6%，這可能造成144Nd與實驗值偏差-10%。125Sb核素裂變產額大于實際裂變產額可能導致其計算結果與實驗值偏差較大，且125Sb存量較小，基準實驗值的不確定性較大也可能會加劇這樣的偏差。
【參考文獻】：
期刊論文
[1]基于BEAVRS2.0三維堆芯仿真建模驗證分析[J]. 謝明亮,羅芳繪,楊森權,肖云龍,單福昌,謝政權. 核技術. 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中堆芯燃耗計算的適用性[J]. 趙文博,謝金森,謝芹,陳珍平,曾文杰,劉紫靜,何麗華,于濤. 核技術. 2017(06)
本文編號：3067194
【文章來源】：核技術. 2020,43(06)北大核心
【文章頁數(shù)】：7 頁
【部分圖文】：
單柵元計算模型
上述三座反應堆樣品模擬計算結果表明，234U、235U與實驗值有一定偏差。實際234U與中子的234U(n，γ）235U反應截面與計算程序中的截面不同可能是造成這種偏差的原因。此外，234U在新燃料中含量很低，對234U初始含量的確定帶有較大的不確定性，這也可能導致計算結果產生偏差。在計算程序燃耗鏈中均未考慮234U及235U兩種核素（n,2n）反應以及自身的α衰變反應，這是可能造成235U核素模擬結果均高于實驗值的系統(tǒng)偏差。計算燃耗功率與實際燃耗功率偏差可能導致一些對燃耗計算功率敏感的核素的計算結果與實際有一定偏差，如：238Pu、239Pu、240Pu、241Pu、242Pu、241Am等。計算程序中125Sb核素裂變產額大于實際裂變產額可能導致其計算結果與實驗值偏差較大。3 結語
計算結果與SFCOMPO-2.0數(shù)據(jù)庫實驗基準值對比結果整理成圖表。其中表3為SF95-Sample-2的計算結果，圖3為相對偏差柱狀圖。結果表明：234U與235U的相對偏差分別為-8%和12%。238Pu、239Pu、241Pu、241Am、242mAm、154Eu、106Ru、125Sb的相對偏差超過20%。242Pu相對偏差為11%。其余核素偏差均在10%以內。由于234U可通過（n，γ）反應產生235U，計算程序中234U的（n，γ）反應截面與實際值的偏差可能是造成234U計算存量小于實際存量的原因，而235U計算存量相比于參考值偏高可能是由于模擬計算燃耗深度與實際燃耗深度的不匹配導致的。238Pu通過一系列（n，γ）反應生成241Pu，而241Pu可通過輻射俘獲反應生成242Pu，亦可通過β-衰變生成241Am,241Am可通過中子俘獲反應生成242mAm。由于本研究中燃耗計算采用了組件的平均功率作為輸入功率，不可避免與實際運行的功率存在偏差，燃耗計算的功率小于實際功率可能造成242Pu核素計算值小于實驗值，241Am、242mAm計算值高于實際值。242Cm通過α衰變產生238Pu，而238Pu可通過輻射俘獲反應產生239Pu，計算程序中242Am經過中子俘獲反應生成242Cm偏多，可能導致242Cm衰變產生238Pu增多。154Eu由153Eu通過中子俘獲反應產生，其消失路徑包括β-衰變產生154Gd及通過中子俘獲反應生成155Eu，而燃耗計算中中子通量密度會影響154Eu存量。106Ru通過裂變產出及105Ru通過中子俘獲產生，消失途徑包括中子俘獲反應及β-衰變。106Ru存量與裂變碎片產額及中子通量密度有關，106Ru計算裂變產額大于實際裂變產額或中子通量密度小于實際中子通量密度可能導致其計算結果大于實驗值。144Nd由144Ceβ-衰變產生的144Pr經β-衰變產生。144Ce計算偏差為-6%，這可能造成144Nd與實驗值偏差-10%。125Sb核素裂變產額大于實際裂變產額可能導致其計算結果與實驗值偏差較大，且125Sb存量較小，基準實驗值的不確定性較大也可能會加劇這樣的偏差。
【參考文獻】：
期刊論文
[1]基于BEAVRS2.0三維堆芯仿真建模驗證分析[J]. 謝明亮,羅芳繪,楊森權,肖云龍,單福昌,謝政權. 核技術. 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中堆芯燃耗計算的適用性[J]. 趙文博,謝金森,謝芹,陳珍平,曾文杰,劉紫靜,何麗華,于濤. 核技術. 2017(06)
本文編號：3067194
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