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反应堆物理分析中的不确定度来源主要有:简化的理论模型、核截面数据以及工程参数等。核数据作为反应堆物理计算中最基本的输入参数,其不确定度已成为反应堆物理计算中重要的不确定度来源之一。基于最佳估算模型的安全评估方法对提高核电厂的经济性具有重要意义。而不确定性与敏感性分析作为最佳估计模型中的重要组成部分,已成为新堆与核设施设计研究体系中不可或缺的一部分。因此,研究核截面数据库的不确定度对于当前压水堆以及未来反应堆都具有重要意义。本文基于抽样方法,兼顾有效共振积分抽样过程中的非线性问题,自主开发核数据不确定性分析程序SUACL。利用NJOY基于ENDF/B-VII.1产生的协方差矩阵,通过对IAEA发布的WIMS-69群截面库微扰,产生扰动截面库样本。后利用DRAGON程序进行输运计算来分析压水堆栅元计算中核数据的不确定度。由于基于不同的核评价数据库制作的协方差矩阵各异,首先分析了基于不同核评价数据库的协方差矩阵对栅元计算中无限增殖因子Kinf不确定度的影响。发现:基于不同评价核数据库,同一反应道的分析结果差别较大。如TMI-1中238U的辐射俘获截面,与ENDF/B-VII.1相比,JENDL-4.0和JEFF-3.2的计算结果分别偏差5.6%和44.4%。因此,不确定性分析中,要选用与制作核数据库相一致的评价库是重要的。其次,着重研究核数据不确定性分析中,核素之间的相关性问题。研究发现:多核素扰动模型中,核素对(1H-235U、1H-238U等)扰动下分析的总不确定度,明显偏离独立变量的合成公式的结果而接近参数相关的不确定度合成公式计算的结果。证明了核素之间存在相关性。当多核素扰动时,程序分析结果与独立变量的合成公式计算结果的偏差显著减小,表明核素之间的关联性应存在两种对立的关系,即正、负相关性。多核素扰动模型的建立,明显减少总不确定度的分析样本,提高了分析效率。最后,基于反向抽样法自主开发了敏感性分析程序SCAC,来进行敏感性方法研究。通过自设例题对其原理进行可行性分析,并以SUACL产生的文件为输入,实现了抽样法的核数据敏感性分析。综上所述,核截面不确定性分析过程中,选用与截面制作相一致的评价库及考虑核素之间的相关问题都是有必要的,直接利用抽样方法进行敏感性分析的技术路线也是可行的。