[发明专利]用于反应堆物理计算程序适用性验证的方法

说明书

本发明公开了用于反应堆物理计算程序适用性验证的方法，1、对现有的临界实验系统和新型核反应堆系统进行敏感性分析，获得有效增殖系数关于多群截面的相对灵敏度系数向量；2、计算各个临界实验系统和新型核反应堆系统之间的相关性系数，并挑选出满足相似性限值的临界实验系统；3、计算多群截面的相对调整量，使得Monte‑Carlo程序对挑选出来的临界实验系统有效增殖系数的计算结果与实测结果之间的偏差整体达到最小；4、调整Monto‑Carlo程序对新型核反应堆系统有效增殖系数的计算结果，并将其作为“实测结果”的最优估计值，用于验证待验证核反应堆物理计算程序对新型核反应堆系统设计分析的适用性。

技术领域

本发明涉及核反应堆安全技术领域，是一种用于核反应堆物理计算程序适用性验证的方法。

背景技术

核反应堆是一个多尺度、多物理耦合的复杂系统，计算程序广泛地应用于核反应堆的设计分析和研究工作。其中，反应堆物理计算是核反应堆系统设计、安全分析和性能评估的基础，其计算结果将直接影响核反应堆的安全性和经济性。因此，反应堆物理计算程序有着严格的验证和确认方法：首先通过与解析结果对比的方法检验程序中计算模型的求解精度；然后通过与大量临界实验系统实测结果对比的方法检验程序模拟结果的正确性和真实性。

随着核能的不断发展和应用需求的不断扩大，新型核反应堆设计方案被不断地提出，设计方案的可行性和安全性需要利用成熟的反应堆物理计算程序对其进行研究和分析。但是，现有的成熟的反应堆物理计算程序的验证和确认工作是基于传统的核反应堆的临界实验系统建立的，是否适用于新型核反应堆系统的设计分析需要增加对程序的验证和确认工作。因此，将成熟的反应堆物理计算程序用于新型核反应堆系统的设计分析，需要进一步对其进行程序的适用性验证。

根据传统的反应堆物理计算程序的验证和确认方法，需要建造新型核反应堆对应的临界实验系统，并测量得到这些临界实验系统的实测结果用于程序的验证和确认工作。新型核反应堆临界实验系统的建造不仅工程代价高、建设周期长，而且存在一定的风险性，远无法满足核能的快速、安全的发展需求。因此，亟需研究一种反应堆物理计算程序适用性验证的方法，科学快速地评估成熟的核反应堆物理计算程序对新型核反应堆系统设计分析的适用性。

发明内容

为了在不建造新型核反应堆临界实验系统的前提下实现对成熟的反应堆物理计算程序适用性的验证研究，本发明的目的在于提供一种用于核反应堆物理计算程序适用性验证的方法，基于敏感性和不确定性分析技术和已有的核反应堆系统临界实验的实测结果，能够科学快速地验证反应堆物理计算程序对新型核反应堆系统的适用性。

为了实现对反应堆物理计算程序的适用性验证，本发明的技术方案概括如下：

一种用于反应堆物理计算程序适用性验证的方法，包括如下步骤：

步骤1：对现有的临界实验系统和新型核反应堆系统进行敏感性分析，获得临界实验系统和新型核反应堆系统的有效增殖系数k_eff关于多群截面的相对灵敏度系数向量；将有效增殖系数k_eff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；

σ_i——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；

——k_eff关于多群截面σ_i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：

N_g——多群截面的能群数目；