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铅铋快堆堆芯物理计算参数的不确定度量化及核数据调整
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作者 王东 杜夏楠 +4 位作者 吴宏春 郑友琦 赵常有 杨镕瑞 潘晖 《核技术》 北大核心 2025年第11期152-166,共15页
对反应堆堆芯物理参数进行不确定度量化与核数据调整可以提高计算精度,从而提升堆芯设计参数的安全性。近年来国内外研究机构开发了一系列程序对堆芯物理参数进行敏感性与不确定性分析,并采用各种方法进行核数据调整,以此降低计算结果... 对反应堆堆芯物理参数进行不确定度量化与核数据调整可以提高计算精度,从而提升堆芯设计参数的安全性。近年来国内外研究机构开发了一系列程序对堆芯物理参数进行敏感性与不确定性分析,并采用各种方法进行核数据调整,以此降低计算结果的不确定度。为了对铅铋快堆的堆芯物理参数进行不确定度量化及核数据调整,基于小型铅铋装置(lead-bismuth cooled fast reactor,SVBR)进行简化,利用NECP-SARAX程序和UNICORN程序对其进行临界反应性、控制棒价值以及功率分布的敏感性分析与不确定度量化,其中临界反应性的不确定度高达2.59%,其中235U和238U对其贡献最大。为了降低临界反应性计算结果的不确定度,从国际临界安全基准评估项目(International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project,ICSBEP)中选取了138组临界实验装置进行计算分析,对小型铅铋快堆和临界实验装置做相似性分析,采用临界实验的结果展开核数据调整工作。将调整后的数据库进行回代计算,结果表明:所选取的临界实验与小型铅铋快堆具有一定的相似性,可以用于核数据调整工作,经核数据调整后,全部计算结果的不确定度都有明显的降低,同时核截面的调整量均小于测量误差。 展开更多
关键词 铅铋快堆 necp-sarax UNICORN 不确定度量化 核数据调整 ICSBEP
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基于确定论的ADANES堆芯稳态中子学分析及瞬态事故模拟研究 被引量：2
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作者 杜夏楠 王永平 +4 位作者 郑友琦 曹良志 张延师 闫雪松 杨磊 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2022年第10期77-84,共8页
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... 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。 展开更多
关键词 ADANES堆芯 necp-sarax 中子学分析 确定论
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