[发明专利]一种考虑共振上散射效应的核燃料多群数据计算方法

说明书

一种考虑共振上散射效应的核燃料多群数据计算方法，1、对核燃料中散射截面存在共振的核素由核数据处理程序制作其总截面、裂变截面、吸收截面的共振上散射修正因子表；2、燃料组件计算程序进行共振计算，获得核素的平均多群截面，利用平均多群截面在传统的不考虑共振上散射的多群截面表插值获得对应的稀释截面；3、利用稀释截面在共振上散射修正因子表中插值，获得修正因子对平均多群截面进行修正，获得考虑共振上散射效应的核燃料多群截面。本发明方法可解决使用超细群方法进行共振计算的燃料组件计算程序无法考虑共振上散射效应的问题，为中子输运计算提供精确的多群数据，提高有效增殖系数、燃料温度系数等核反应堆安全参数的计算精度。

技术领域

本发明涉及核反应堆物理计算以及核数据计算技术领域，具体涉及一种考虑共振上散射效应的核燃料多群数据计算方法。

背景技术

核反应堆的堆芯物理设计依赖于数值模拟与计算，其中多群中子输运计算是核反应堆物理设计与计算过程中的重要组成部分，模拟中子在反应堆内的迁移过程确定中子在反应堆内的分布，是计算堆芯有效增殖系数、燃料温度系数等安全参数的基础。多群输运计算需要多群数据作为基本的输入参数，包括多群总截面、裂变截面、吸收截面，以及散射矩阵等。中子输运计算使用的多群数据一般由核数据处理程序制作，传统的核数据处理程序采用渐进散射模型近似计算权重能谱，以该权重能谱计算多群数据。渐近散射模型假设实验室坐标系下靶核静止，并且靶核的散射截面为常数，中子与靶核碰撞后只损失能量。而实际上，核燃料中U-238之类的重核素处于热振动状态，并且散射截面随能量剧烈变化，中子与此类靶核碰撞后有极大的概率获得能量，即共振上散射效应。由于以上原因，基于渐进散射模型计算的权重能谱与实际的能谱存在较大偏差，影响多群数据的精度，进而影响中子输运计算的精度。

虽然近年来国内外核数据处理程序开发了处理共振上散射效应的功能，可以产生考虑共振上散射效应的多群数据，但是，目前先进的燃料组件计算程序采用超细群方法进行共振计算，根据燃料组件实际的几何、燃料成分、温度等计算多群截面，超细群方法采用渐进散射模型求解中子慢化方程，也无法考虑共振上散射效应，所以核数据处理程序产生的考虑共振上散射效应的多群截面无法用于组件程序进行输运计算。

综上，当前采用超细群方法进行共振计算的燃料组件计算程序，无法为中子输运计算提供考虑共振上散射效应的多群数据，导致反应堆有效增殖系数、燃料温度系数等的计算误差大，影响核反应堆的安全性。因此，有必要发明一种考虑共振上散射效应的核燃料多群数据计算方法，产生中子输运计算需要的精确的多群截面，从而提高核反应堆有效增殖系数、燃料温度系数等安全参数的计算精度，进而提高核反应堆的安全性。

发明内容

为解决上述问题，本发明的目的在于提供一种考虑共振上散射效应的核燃料多群数据计算方法，对于核燃料中散射截面存在共振的重核素，由核数据处理程序针对核燃料的总截面、裂变截面、吸收截面生成以稀释截面为自变量的共振上散射修正因子表；在燃料组件计算程序进行共振计算获得重核素的平均多群裂变截面、总截面、吸收截面等之后，在传统的不考虑共振上散射的共振截面表插值获得对应的稀释截面；利用获得的稀释截面在共振上散射修正因子表中插值，获得修正因子以修正共振计算获得的平均多群截面，获得考虑共振上散射效应的核燃料多群截面。本发明方法可解决使用超细群方法进行共振计算的燃料组件计算程序无法考虑共振上散射效应的问题，为后续中子输运计算提供精确的多群数据，提高核反应堆有效增殖系数、燃料温度系数等堆芯安全参数的计算精度，进而提高核反应堆的安全性。

为了实现以上目的，本发明采取如下的技术方案予以实施：

一种考虑共振上散射效应的核燃料多群数据计算方法，包括如下步骤：

步骤1：针对由慢化核素、共振核素构成的均匀材料，建立中子慢化方程：

式中：

i—核素标号；