[发明专利]用于反应堆物理计算程序适用性验证的方法有效
申请号: | 201710041019.4 | 申请日: | 2017-01-17 |
公开(公告)号: | CN106844208B | 公开(公告)日: | 2020-01-14 |
发明(设计)人: | 郑友琦;万承辉;曹良志;吴宏春 | 申请(专利权)人: | 西安交通大学 |
主分类号: | G06F11/36 | 分类号: | G06F11/36 |
代理公司: | 61215 西安智大知识产权代理事务所 | 代理人: | 何会侠 |
地址: | 710049 陕*** | 国省代码: | 陕西;61 |
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摘要: | |||
搜索关键词: | 用于 反应堆 物理 计算 程序 适用性 验证 方法 | ||
1.一种用于反应堆物理计算程序适用性验证的方法,其特征在于:包括如下步骤:
步骤1:对现有的临界实验系统和核反应堆系统进行敏感性分析,获得临界实验系统和核反应堆系统的有效增殖系数keff关于多群截面的相对灵敏度系数向量;将有效增殖系数keff关于多群截面的相对灵敏度系数写成向量的形式,表示为
式中:
σ——所有核素、所有类型反应道和所有能群的多群截面组成的向量;
σi——所有核素、所有类型反应道和所有能群的多群截面向量σ中第i个截面;
——keff关于多群截面σi的相对灵敏度系数;
M——所有核素、所有类型反应道和所有能群数目的加和值,表示为:
式中:
Ng——多群截面的能群数目;
Niso——不同核素的数目;
——核素i所有反应道类型数目;
用和分别表示临界实验系统和核反应堆系统的有效增殖系数keff的相对灵敏度系数向量;
步骤2:基于步骤1中的相对灵敏度系数向量和进行不确定性分析计算,获得核反应堆系统和各个临界实验系统之间的相关性系数;所述的不确定性分析旨在计算核反应堆系统和各个临界实验系统的有效增殖系数keff之间的相对协方差矩阵,由公式(4)计算:
式中:
Cσσ——所有核素、所有类型反应道和所有能群的多群截面相对协方差矩阵;
Ca,e——临界实验系统和核反应堆系统的有效增殖系数keff之间的相对协方差矩阵;
var(a,a)——核反应堆系统的有效增殖系数keff的相对方差;
var(e,e)——临界实验系统的有效增殖系数keff的相对方差;
cov(a,e)——临界实验系统和核反应堆系统的有效增殖系数keff的相对协方差,数值上与cov(e,a)相同;
根据相对协方差矩阵Ca,e,核反应堆系统和临界实验系统的相关性系数ca,e按照公式(5)计算得到:
相关性系数ca,e表示了临界实验系统和核反应堆系统在中子学层面上的相似程度,该值越接近1.0表示系统之间的相似程度越高,该值等于1.0表示两个系统完全相同;根据相似性挑选限值ξρ,挑选出满足条件ca,e≥ξρ的临界实验系统作为反应堆物理计算程序适用性验证的基础;
步骤3:采用Monte-Carlo程序对步骤2中挑选出来的临界实验系统进行精确建模,获得临界实验系统的有效增殖系数keff的计算结果k=[k1,k2,…,kI],其中I表示挑选后的临界实验系统的数目;对应的临界实验系统的有效增殖系数keff的实测结果表示为m=[m1,m2,…,mI];采用广义线性最小二乘方法,对多群截面进行调整,使得Monte-Carlo程序对临界实验系统的有效增殖系数keff的计算结果k’与实测结果m之间的整体偏差达到最小;由此计算得到多群截面的相对调整量,表示为:
式中:
δσ——多群截面的相对调整量;
Cσσ——所有核素、所有类型反应道和所有能群的多群截面相对协方差矩阵;
Sk,σ——所有临界实验系统的有效增殖系数keff关于多群截面的相对灵敏度系数向量组成的矩阵:
d——所有临界实验系统的有效增殖系数keff计算结果和实测结果之间的相对偏差,表示为:
Cdd——所有临界实验系统的有效增殖系数keff偏差的相对协方差矩阵;
——所有临界实验系统的有效增殖系数keff关于多群截面的相对灵敏度系数向量组成的矩阵Sk,σ的转置矩阵;
步骤4:使用步骤3中得到的多群截面的相对调整量δσ,对Monte-Carlo程序计算的核反应堆系统的计算结果keff,a进行调整,作为核反应堆系统的有效增殖系数keff实测结果的最优估计值ma;所述的核反应堆系统的有效增殖系数keff实测结果的最优估计值表示为:
式中:
ma——核反应堆系统的有效增殖系数keff的实测结果的最优估计值;
keff,a——核反应堆系统的有效增殖系数keff的计算结果;
δσi——多群截面σi的相对调整量,向量δσ中第i个值;
使用待验证的核反应堆物理计算程序对核反应堆系统进行精确建模和模拟,计算结果表示为ka;采用核反应堆系统的有效增殖系数keff实测结果的最优估计值ma对ka进行验证,定义计算偏差为|ka-ma|,检验计算偏差是否在计算接受误差范围即检验偏差限值ε之内:若|ka-ma|>ε,则待验证的反应堆物理计算程序不适应于核反应堆的设计分析;若|ka-ma|≤ε,则待验证的反应堆物理计算程序适用于核反应堆系统的设计分析。
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