CN112100826A - 一种在燃耗数据库压缩过程中对衰变热计算特殊处理的方法 - Google Patents

一种在燃耗数据库压缩过程中对衰变热计算特殊处理的方法 Download PDF

Info

Publication number
CN112100826A
CN112100826A CN202010881370.6A CN202010881370A CN112100826A CN 112100826 A CN112100826 A CN 112100826A CN 202010881370 A CN202010881370 A CN 202010881370A CN 112100826 A CN112100826 A CN 112100826A
Authority
CN
China
Prior art keywords
decay heat
fission
decay
burnup
fission product
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN202010881370.6A
Other languages
English (en)
Other versions
CN112100826B (zh
Inventor
祖铁军
黄义涵
李云召
曹良志
吴宏春
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Xian Jiaotong University
Original Assignee
Xian Jiaotong University
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Xian Jiaotong University filed Critical Xian Jiaotong University
Priority to CN202010881370.6A priority Critical patent/CN112100826B/zh
Publication of CN112100826A publication Critical patent/CN112100826A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN112100826B publication Critical patent/CN112100826B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06F—ELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F30/00—Computer-aided design [CAD]
    • G06F30/20—Design optimisation, verification or simulation
    • G—PHYSICS
    • G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06F—ELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F16/00—Information retrieval; Database structures therefor; File system structures therefor
    • G06F16/20—Information retrieval; Database structures therefor; File system structures therefor of structured data, e.g. relational data
    • G06F16/21—Design, administration or maintenance of databases
    • G—PHYSICS
    • G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06F—ELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F17/00—Digital computing or data processing equipment or methods, specially adapted for specific functions
    • G06F17/10—Complex mathematical operations
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Theoretical Computer Science (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • Databases & Information Systems (AREA)
  • Data Mining & Analysis (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Mathematical Physics (AREA)
  • Computational Mathematics (AREA)
  • Mathematical Analysis (AREA)
  • Mathematical Optimization (AREA)
  • Algebra (AREA)
  • Pure & Applied Mathematics (AREA)
  • Software Systems (AREA)
  • Computer Hardware Design (AREA)
  • Evolutionary Computation (AREA)
  • Geometry (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

一种在燃耗数据库压缩过程中对衰变热计算特殊处理的方法，通过使用精细燃耗数据库对代表性核燃料组件进行计算，得到的一套相关数据，在假设裂变产物不于中子发生反应的条件下进行重启燃耗计算，得到另一套数据，使用两套数据进行两次衰变热计算，首先选择出少数几种重核衰变热具有很大贡献的重核素，其次选出裂变产物辐照效应重要贡献核素，并都添加到压缩后的燃耗数据库中，在衰变热中扣除裂变产物辐照效应后，得到裂变系统衰变热释放函数，基于裂变产物衰变假设，进而得到子裂变系统衰变释热函数，最后对子裂变系统衰变释热函数进行两次非线性拟合，得到多组衰变热先驱核，并添加至压缩后的燃耗数据库中；采用本发明方法计算的衰变热结果更加准确。

Description

一种在燃耗数据库压缩过程中对衰变热计算特殊处理的方法
技术领域
本发明涉及核反应堆堆芯设计和核反应堆物理计算领域，是一种在燃耗数据库压缩过程中对衰变热计算特殊处理的方法。
背景技术
燃耗问题是反应堆物理分析的一个重要构成部分，它关注于堆芯中核素通过衰变或者种子反应发生相互转化的关系以及能量释放。燃耗问题建模的出发点是规定核素以及核素间转化性质的燃耗数据库，简称燃耗链。核评价数据库中(如ENDF/B-VII.0)中定义的燃耗链非常复杂，包含数千种核素以及它们之间的相互转化关系。在大多数反应堆物理实际计算中，无需采用如此精细的燃耗链，而是采用的是压缩后的燃耗链，以节约计算时间和存储上的开销。采用基于定量重要性分析的燃耗链压缩方法，在保证中子学计算精度的情况下，燃耗链可以被压缩至仅含有数十种核素。
衰变热计算在反应堆安全分析，放射性废料运输与处置等领域具有重要的应用价值。然而，基于定量重要性分析的燃耗链压缩方法是在保证中子学计算的精度的情况下对燃耗链进行的压缩，并未考虑衰变热的计算，因此不能直接将压缩后的燃耗链进行衰变热计算。如需要在燃耗链压缩过程中考虑衰变热的计算，那么会给燃耗链的压缩造成很大的挑战，这是由于衰变热构成复杂，包含了数百种对衰变热有重要贡献的核素；如果将这些核素都定义为目标核素，那么会明显提高燃耗数据库的规模，没有达到压缩燃耗数据库的目的。
因此，基于定量重要性分析的燃耗数据库压缩方法获得的压缩后的燃耗数据库，无法被用于衰变热计算，不能为核反应堆安全分析以及放射性废料运输与处置等方面提供准确的衰变热数据。一种在燃耗数据库压缩过程中对衰变热计算特殊处理的方法能够有效压缩燃耗数据库规模的同时，将压缩后的燃耗数据库用于衰变热计算，为核反应堆安全分析以及放射性废料运输与处置等领域提供准确的衰变热计算结果。
发明内容
为解决上述现有的问题，本发明的目的在于提供一种在燃耗数据库压缩过程中对衰变热计算特殊处理的方法，将衰变热计算分为了少数重核衰变和少数几种裂变产物衰变以及有限的衰变热先驱核，并将衰变热先驱核以伪裂变产物的形式添加入压缩后的燃耗数据库，并在衰变热计算中替换常规的裂变产物，以此解决压缩后的燃耗数据库无法被用于衰变热计算的问题。
为了实现以上目的，本发明采取如下的技术方案予以实施：
一种在燃耗数据库压缩过程中对衰变热计算特殊处理的方法，包括以下步骤：
步骤1：选择代表性核燃料组件，代表性核燃料组件考虑燃料初始富集度、慢化剂温度分布、毒物棒布置方案、可溶硼浓度各个因素，代表性组件由各个因素最为极端的情况组合构成；
步骤2：使用精细燃耗数据库对代表性核燃料组件进行计算，通过中子学-燃耗耦合计算，得到各个燃耗步下的中子通量、截面以及原子核密度数据；
步骤3：使用步骤2得到的中子通量和截面数据，在不使用裂变产物截面的条件下一遍重启燃耗计算，得到新的一套不同的各燃耗步下的原子核密度数据；
步骤4：使用步骤2和步骤3产生的两套不同的原子核密度数据，分别进行衰变热计算，得到两套不同的衰变热计算结果，即两套各核素衰变热和总衰变热数据；
步骤5：计算每个重核衰变热占总衰变热的比例，选择所占比例最大的6种重核构成集合SHM，将SHM中的重核作为重核衰变热释放重要贡献核素；
步骤6：对比步骤4得到的两套衰变热计算结果，选择在一定时间段内的某一时刻，裂变产物核素对总衰变热贡献大于5‰并且辐照效应对其影响大于5％的核素，作为裂变产物辐照效应重要贡献核素，并同步骤5选择出的SHM中的重核一起添加至目标核素中；
步骤7：基于步骤6选择出来的裂变产物辐照效应重要贡献核素构成的集合SFP，忽略非SFP核素辐照效应的近似条件下，得到计算裂变产物衰变热的公式(1)：
Figure BDA0002654220430000031
式中：
Pfp(t)—裂变产物衰变热
FS—裂变系统构成的集合；
T—足以覆盖整个裂变历史的积分时间；
Ri(-τ)—第i裂变系统在衰变起始之前时刻τ的反应率；
Pi(τ+t)—引入裂变产物衰变假设条件后,即裂变产物不与中子发生反应,第i裂变系统发生一次裂变之后时刻τ+t，扣除SFP中核素贡献的衰变热释放率；
Qj decay—第j裂变产物的衰变热/MeV；
λj—第j裂变产物的衰变常数/s-1；
Nj(t)—第j裂变产物在t时刻的原子核密度；
步骤8：定义所有裂变产物核素构成集合FP，第i裂变系统发生一次裂变后，使用公式(2)计算其裂变产物初始原子核密度：
Ni,j(0)＝γi,j i∈FS,j∈FP 公式(2)
式中：
Ni,j(0)—第i裂变系统对第j裂变产物在0时刻的原子核密度；
γi,j—第i裂变系统对第j裂变产物的裂变产额；
引入裂变产物衰变假设，即裂变产物不与中子发生反应根据衰变规律，使用精细燃耗数据库，求解燃耗方程，计算某t一时刻下的原子核密度Ni,j(t)；使用公式(3)计算得到第i裂变系统衰变热：
Figure BDA0002654220430000041
式中：
Pi(t)—第i裂变系统t时刻衰变热；
Ni,j(t)—第i裂变系统对第j裂变产物在t时刻的原子核密度；
步骤9：基于步骤8计算得到的Pi(t)，选取U-235分别与入射能量为0.0253eV的热中子、500keV的快中子以及14MeV的高能中子构成的裂变系统，对应的权重系数为0.5688、0.0175、0.0022，U-238分别与入射能量为500keV的快中子以及14MeV的高能中子的裂变系统，对应的权重系数分别为0.0651、0.0249，Pu-239分别与入射能量为0.0253eV的热中子、500keV的快中子以及14MeV的高能中子构成的裂变系统，对应的权重系数分别为0.3152、0.0055、0.0008，共8个裂变系统构成集合SFS，定义混合裂变系统衰变热由公式(4)计算得到：
Figure BDA0002654220430000042
式中：
Pmix(t)—混合裂变系统衰变热；
SFS—选定的裂变系统集合；
ωi—第i裂变系统的权重系数；
定义关于Pmix(t)的拟合函数具有公式(5)的形式：
Figure BDA0002654220430000051
式中：
Figure BDA00026542204300000510
—Pmix(t)对应的拟合函数；
DHP—所有衰变热先驱核构成的集合；
Figure BDA0002654220430000052
—待确定的第i衰变热先驱核衰变常数；
Figure BDA0002654220430000053
—待确定的第i衰变热先驱核裂变产额；
Figure BDA00026542204300000511
—所有
Figure BDA0002654220430000054
写成的向量形式；
Figure BDA0002654220430000055
—所有
Figure BDA0002654220430000056
写成的向量形式；
定义任意两个与时间相关的函数P(t),Q(t)之间的距离如公式(6)：
Figure BDA0002654220430000057
式中：
D(P,Q)—P(t)和Q(t)之间的距离；
T0—积分时间下限；
T1—积分时间上限；
选取T0为10-6s，T1为1010s；在拟合函数的取值空间中，采用迭代搜索的算法搜索使得
Figure BDA0002654220430000058
最小的拟合函数
Figure BDA0002654220430000059
对应的λ的各个分量λj就是最终确定的各衰变热先驱核衰变常数；
步骤10：定义第i裂变系统衰变热的拟合函数具有公式(7)的形式：
Figure BDA0002654220430000061
式中：
Figure BDA0002654220430000062
—Pi(t)对应的拟合函数；
λj—步骤9中确定的各衰变热先驱核衰变常数；
Figure BDA0002654220430000063
—待确定的第i裂变系统对第j衰变热先驱核的产额；
Figure BDA0002654220430000064
的行向量形式，第i裂变系统对第j衰变热先驱核的产额；
基于步骤8计算得到的Pi(t)和步骤9确定的衰变热先驱核衰变常数λj，继续采用迭代搜索算法求解
Figure BDA0002654220430000065
最小的拟合函数
Figure BDA0002654220430000066
最终确定第i裂变系统对衰变热先驱核的产额βi；
步骤11：基于步骤9计算得到的衰变热先驱核衰变常数和基于步骤10计算得到的衰变热先驱核的产额，得到多组衰变热先驱核，并添加至压缩后的燃耗数据库中；约定每个先驱核的衰变热为1MeV，确定所有衰变热先驱核衰变热总和
Figure BDA0002654220430000067
的表达式为公式(8)：
Figure BDA0002654220430000068
式中：
λj—第j衰变热先驱核的衰变常数/s-1；
βi,j—第i裂变系统对第j衰变热先驱核的产额；
使用
Figure BDA0002654220430000069
替代步骤7中裂变系统衰变热释放函数Pi(τ+t)，至此，将裂变产物衰变热Pfp(t)计算从使用公式(1)改为使用公式(9)：
Figure BDA0002654220430000071
SFP中包含的所有核素以及DHP所包含的所有衰变热先驱核，全部被添加至压缩后的燃耗数据库中；至此，对于任意核燃料组件或核反应堆在t时刻的裂变产物衰变热Pfp(t)均能够可由公式(9)计算得到，第j裂变产物辐照效应重要贡献核素和第j衰变热先驱核的原子核密度Nj(t)由燃耗方程解得，第j裂变产物辐照效应重要贡献核素的衰变常数λj和衰变热Qj decay,以及第j衰变热先驱核的衰变常数λj均能够可从压缩后的燃耗数据库中直接获得，而所有核素的总衰变热，直接由裂变产物衰变热Pfp(t)和SHM中6种核素的衰变热相加可得。
与现有技术相比，具有如下优点：
1、该方法可以解决使用压缩后的燃耗数据库无法进行衰变热计算的问题。将总衰变热计算近似分为三个部分衰变热的和，即少数几种重核衰变热，少数几种主要裂变产物的辐照效应(SFP)，以及裂变系统衰变热释放。前两部分可以通过目标核素定义的方法，将所涉及到的核素添加至目标核素中，并相应地随燃耗数据库压缩方法被添加到压缩后的数据库中；而第三部分通过定义衰变热先驱核(DHP)的办法，拟合得到衰变热先驱核的衰变常数和产额，并将衰变热先驱核以伪核素的形式添加入压缩后的数据库中。
2、该方法代价小，精度高，能够为核反应堆安全分析以及放射性废料运输与处置等领域提供准确的衰变热数据。重核衰变热占主导地位的核素和裂变产物辐照效应重要贡献核素的数目是非常有限的，并不会显著增大压缩燃耗数据库的规模。通常使用十几组衰变热先驱核对衰变热释放的拟合已经达到了很高的精度。相比现阶段各燃耗计算程序使用的压缩燃耗数据库，其规模也没有被显著增大。相比现阶段使用压缩燃耗数据库计算得到的衰变热数据，该方法的衰变热计算结果更加准确，能够为核反应堆安全分析以及放射性核废料运输与处置等领域提供更精确的初始衰变热数据，提高这些领域计算结果的准确性。
附图说明
图1是本发明方法的流程图。
具体实施方式
下面结合附图和具体实施方式对本发明做进一步详细说明。
如图1所示，本发明一种在燃耗数据库压缩过程中对衰变热计算特殊处理的方法，包括以下步骤：
步骤1：选择代表性核燃料组件，如表1所示，代表性核燃料组件考虑燃料初始富集度、慢化剂温度分布、毒物棒布置方案、可溶硼浓度等各个因素，代表性组件由各个因素最为极端的情况组合构成；
表1
Figure BDA0002654220430000081
步骤2：使用精细燃耗数据库对代表性核燃料组件进行计算，通过中子学-燃耗耦合计算，得到各个燃耗步下的中子通量、截面以及原子核密度数据；
步骤3：使用步骤2得到的中子通量和截面数据，在不使用裂变产物截面的条件下一遍重启燃耗计算，得到新的一套不同的各燃耗步下的原子核密度数据；
步骤4：使用步骤2和步骤3产生的两套不同的原子核密度数据，分别进行衰变热计算，得到两套不同的衰变热计算结果，即两套各核素衰变热和总衰变热数据；
步骤5：计算每个重核衰变热占总衰变热的比例，选择所占比例最大的6种重核构成集合SHM，将SHM中的重核作为重核衰变热释放重要贡献核素；
步骤6：对比步骤4得到的两套衰变热计算结果，选择在一定时间段内的某一时刻，裂变产物核素对总衰变热贡献大于5‰并且辐照效应对其影响大于5％的核素，作为裂变产物辐照效应重要贡献核素，并同步骤5选择出的SHM中的重核一起添加至目标核素中；
步骤7：基于步骤6选择出来的裂变产物辐照效应重要贡献核素构成的集合SFP，忽略非SFP核素辐照效应的近似条件下，得到计算裂变产物衰变热的公式(1)：
Figure BDA0002654220430000091
式中：
Pfp(t)—裂变产物衰变热
FS—裂变系统构成的集合；
T—足以覆盖整个裂变历史的积分时间；
Ri(-τ)—第i裂变系统在衰变起始之前时刻τ的反应率；
Pi(τ+t)—引入裂变产物衰变假设条件后,即裂变产物不与中子发生反应,第i裂变系统发生一次裂变之后时刻τ+t，扣除SFP中核素贡献的衰变热释放
率；
Qj decay—第j裂变产物的衰变热/MeV；
λj—第j裂变产物的衰变常数/s-1；
Nj(t)—第j裂变产物在t时刻的原子核密度；
步骤8：定义所有裂变产物核素构成集合FP，第i裂变系统发生一次裂变后，使用公式(2)计算其裂变产物初始原子核密度：
Ni,j(0)＝γi,j i∈FS,j∈FP 公式(2)
式中：
Ni,j(0)—第i裂变系统对第j裂变产物在0时刻的原子核密度；
γi,j—第i裂变系统对第j裂变产物的裂变产额；
引入裂变产物衰变假设，即裂变产物不与中子发生反应根据衰变规律，使用精细燃耗数据库，求解燃耗方程，计算某t一时刻下的原子核密度Ni,j(t)；使用公式(3)计算得到第i裂变系统衰变热：
Figure BDA0002654220430000101
式中：
Pi(t)—第i裂变系统t时刻衰变热；
Ni,j(t)—第i裂变系统对第j裂变产物在t时刻的原子核密度；
步骤9：基于步骤8计算得到的Pi(t)，选取U-235分别与入射能量为0.0253eV的热中子、500keV的快中子以及14MeV的高能中子构成的裂变系统，对应的权重系数为0.5688、0.0175、0.0022，U-238分别与入射能量为500keV的快中子以及14MeV的高能中子的裂变系统，对应的权重系数分别为0.0651、0.0249，Pu-239分别与入射能量为0.0253eV的热中子、500keV的快中子以及14MeV的高能中子构成的裂变系统，对应的权重系数分别为0.3152、0.0055、0.0008，共8个裂变系统构成集合SFS，如表2所示，
表2
Figure BDA0002654220430000111
定义混合裂变系统衰变热由公式(4)计算得到：
Figure BDA0002654220430000112
式中：
Pmix(t)—混合裂变系统衰变热；
SFS—选定的裂变系统集合；
ωi—第i裂变系统的权重系数；
定义关于Pmix(t)的拟合函数具有公式(5)的形式：
Figure BDA0002654220430000113
式中：
Figure BDA0002654220430000114
—Pmix(t)对应的拟合函数；
DHP—所有衰变热先驱核构成的集合；
Figure BDA0002654220430000115
—待确定的第i衰变热先驱核衰变常数；
Figure BDA0002654220430000116
—待确定的第i衰变热先驱核裂变产额；
Figure BDA0002654220430000117
—所有
Figure BDA0002654220430000118
写成的向量形式；
Figure BDA0002654220430000119
—所有
Figure BDA00026542204300001110
写成的向量形式；
定义任意两个与时间相关的函数P(t),Q(t)之间的距离如公式(6)：
Figure BDA0002654220430000121
式中：
D(P,Q)—P(t)和Q(t)之间的距离；
T0—积分时间下限；
T1—积分时间上限；
选取T0为10-6s，T1为1010s；在拟合函数的取值空间中，采用迭代搜索的算法搜索使得
Figure BDA0002654220430000122
最小的拟合函数
Figure BDA0002654220430000123
对应的λ的各个分量λj就是最终确定的各衰变热先驱核衰变常数；
步骤10：定义第i裂变系统衰变热的拟合函数具有公式(7)的形式：
Figure BDA0002654220430000124
式中：
Figure BDA0002654220430000125
—Pi(t)对应的拟合函数；
λj—步骤9中确定的各衰变热先驱核衰变常数；
Figure BDA0002654220430000126
—待确定的第i裂变系统对第j衰变热先驱核的产额；
Figure BDA0002654220430000127
的行向量形式，第i裂变系统对第j衰变热先驱核的产额；
基于步骤8计算得到的Pi(t)和步骤9确定的衰变热先驱核衰变常数λj，继续采用迭代搜索算法求解
Figure BDA0002654220430000128
最小的拟合函数
Figure BDA0002654220430000129
最终确定第i裂变系统对衰变热先驱核的产额βi；
步骤11：基于步骤9计算得到的衰变热先驱核衰变常数和基于步骤10计算得到的衰变热先驱核的产额，得到多组衰变热先驱核，并添加至压缩后的燃耗数据库中；约定每个先驱核的衰变热为1MeV，确定所有衰变热先驱核衰变热总和
Figure BDA0002654220430000131
的表达式为公式(8)：
Figure BDA0002654220430000132
式中：
λj—第j衰变热先驱核的衰变常数/s-1；
βi,j—第i裂变系统对第j衰变热先驱核的产额；
使用
Figure BDA0002654220430000133
替代步骤7中裂变系统衰变热释放函数Pi(τ+t)，至此，将裂变产物衰变热Pfp(t)计算从使用公式(1)改为使用公式(9)：
Figure BDA0002654220430000134
SFP中包含的所有核素以及DHP所包含的所有衰变热先驱核，全部被添加至压缩后的燃耗数据库中；至此，对于任意核燃料组件或核反应堆在t时刻的裂变产物衰变热Pfp(t)均能够可由公式(9)计算得到，第j裂变产物辐照效应重要贡献核素和第j衰变热先驱核的原子核密度Nj(t)由燃耗方程解得，第j裂变产物辐照效应重要贡献核素的衰变常数λj和衰变热Qj decay,以及第j衰变热先驱核的衰变常数λj均能够可从压缩后的燃耗数据库中直接获得，而所有核素的总衰变热，直接由裂变产物衰变热Pfp(t)和SHM中6种核素的衰变热相加可得。
步骤2中提到精细燃耗数据库，制作精细燃耗数据库所使用的核评价数据库以及制作方法都是多样的。本发明对精细燃耗数据库的来源及制作方法没有限制。
步骤6中定义了目标核素，目标核素被定义后需要选择燃耗数据库压缩方法得到压缩后的燃耗数据库。燃耗数据库压缩方法是多样的，包括半经验性质的压缩方法，定量重要性分析的燃耗链压缩方法等方法。各种方法都需要定义保留的目标核素，且都是基于所定义的目标核素所进行的。本发明对燃耗数据库压缩方法没有限制。
本发明利用考虑了衰变热计算的压缩后的燃耗数据库，就可以直接将使用相应压缩后的燃耗数据库计算得到的原子核密度用于衰变热计算。本发明能够在不显著提升压缩后的燃耗数据库规模的情况下，获得准确的衰变热计算结果，可应用于实际的工程计算当中。

Claims (1)

1.一种在燃耗数据库压缩过程中对衰变热计算特殊处理的方法，其特征在于：包括以下步骤：
步骤1：选择代表性核燃料组件，代表性核燃料组件考虑燃料初始富集度、慢化剂温度分布、毒物棒布置方案、可溶硼浓度各个因素，代表性组件由各个因素最为极端的情况组合构成；
步骤2：使用精细燃耗数据库对代表性核燃料组件进行计算，通过中子学-燃耗耦合计算，得到各个燃耗步下的中子通量、截面以及原子核密度数据；
步骤3：使用步骤2得到的中子通量和截面数据，在不使用裂变产物截面的条件下进行一遍重启燃耗计算，得到新的一套不同的各燃耗步下的原子核密度数据；
步骤4：使用步骤2和步骤3产生的两套不同的原子核密度数据，分别进行衰变热计算，得到两套不同的衰变热计算结果，即两套各核素衰变热和总衰变热数据；
步骤5：计算每个重核衰变热占总衰变热的比例，选择所占比例最大的6种重核构成集合SHM，将SHM中的重核作为重核衰变热释放重要贡献核素；
步骤6：对比步骤4得到的两套衰变热计算结果，选择在一定时间段内的某一时刻，裂变产物核素对总衰变热贡献大于5‰并且辐照效应对其影响大于5％的核素，作为裂变产物辐照效应重要贡献核素，并同步骤5选择出的SHM中的重核一起添加至目标核素中；
步骤7：基于步骤6选择出来的裂变产物辐照效应重要贡献核素构成的集合SFP，忽略非SFP核素辐照效应的近似条件下，得到计算裂变产物衰变热的公式(1)：
Figure FDA0002654220420000021
式中：
Pfp(t)—裂变产物衰变热
FS—裂变系统构成的集合；
T—足以覆盖整个裂变历史的积分时间；
Ri(-τ)—第i裂变系统在衰变起始之前时刻τ的反应率；
Pi(τ+t)—引入裂变产物衰变假设条件后,即裂变产物不与中子发生反应,第i裂变系统发生一次裂变之后时刻τ+t，扣除SFP中核素贡献的衰变热释放率；
Qj decay—第j裂变产物的衰变热/MeV；
λj—第j裂变产物的衰变常数/s-1；
Nj(t)—第j裂变产物在t时刻的原子核密度；
步骤8：定义所有裂变产物核素构成集合FP，第i裂变系统发生一次裂变后，使用公式(2)计算其裂变产物初始原子核密度：
Ni,j(0)＝γi,j i∈FS,j∈FP 公式(2)
式中：
Ni,j(0)—第i裂变系统对第j裂变产物在0时刻的原子核密度；
γi,j—第i裂变系统对第j裂变产物的裂变产额；
引入裂变产物衰变假设，即裂变产物不与中子发生反应根据衰变规律，使用精细燃耗数据库，求解燃耗方程，计算某t一时刻下的原子核密度Ni,j(t)；使用公式(3)计算得到第i裂变系统衰变热：
Figure FDA0002654220420000031
式中：
Pi(t)—第i裂变系统t时刻衰变热；
Ni,j(t)—第i裂变系统对第j裂变产物在t时刻的原子核密度；
步骤9：基于步骤8计算得到的Pi(t)，选取U-235分别与入射能量为0.0253eV的热中子、500keV的快中子以及14MeV的高能中子构成的裂变系统，对应的权重系数为0.5688、0.0175、0.0022，U-238分别与入射能量为500keV的快中子以及14MeV的高能中子的裂变系统，对应的权重系数分别为0.0651、0.0249，Pu-239分别与入射能量为0.0253eV的热中子、500keV的快中子以及14MeV的高能中子构成的裂变系统，对应的权重系数分别为0.3152、0.0055、0.0008，共8个裂变系统构成集合SFS，定义混合裂变系统衰变热由公式(4)计算得到：
Figure FDA0002654220420000032
式中：
Pmix(t)—混合裂变系统衰变热；
SFS—选定的裂变系统集合；
ωi—第i裂变系统的权重系数；
定义关于Pmix(t)的拟合函数具有公式(5)的形式：
Figure FDA0002654220420000033
式中：
Figure FDA0002654220420000034
—Pmix(t)对应的拟合函数；
DHP—所有衰变热先驱核构成的集合；
Figure FDA0002654220420000035
—待确定的第i衰变热先驱核衰变常数；
Figure FDA0002654220420000041
—待确定的第i衰变热先驱核裂变产额；
Figure FDA0002654220420000042
—所有
Figure FDA0002654220420000043
写成的向量形式；
Figure FDA0002654220420000044
—所有
Figure FDA0002654220420000045
写成的向量形式；
定义任意两个与时间相关的函数P(t),Q(t)之间的距离如公式(6)：
Figure FDA0002654220420000046
式中：
D(P,Q)—P(t)和Q(t)之间的距离；
T0—积分时间下限；
T1—积分时间上限；
选取T0为10-6s，T1为1010s；在拟合函数的取值空间中，采用迭代搜索的算法搜索使得
Figure FDA0002654220420000047
最小的拟合函数
Figure FDA0002654220420000048
对应的λ的各个分量λj就是最终确定的各衰变热先驱核衰变常数；
步骤10：定义第i裂变系统衰变热的拟合函数具有公式(7)的形式：
Figure FDA0002654220420000049
式中：
Figure FDA00026542204200000410
—Pi(t)对应的拟合函数；
λj—步骤9中确定的各衰变热先驱核衰变常数；
Figure FDA00026542204200000411
—待确定的第i裂变系统对第j衰变热先驱核的产额；
Figure FDA00026542204200000412
—
Figure FDA00026542204200000413
的行向量形式，第i裂变系统对第j衰变热先驱核的产额；
基于步骤8计算得到的Pi(t)和步骤9确定的衰变热先驱核衰变常数λj，继续采用迭代搜索算法求解
Figure FDA0002654220420000051
最小的拟合函数
Figure FDA0002654220420000052
最终确定第i裂变系统对衰变热先驱核的产额βi；
步骤11：基于步骤9计算得到的衰变热先驱核衰变常数和基于步骤10计算得到的衰变热先驱核的产额，得到多组衰变热先驱核，并添加至压缩后的燃耗数据库中；约定每个先驱核的衰变热为1MeV，确定所有衰变热先驱核衰变热总和
Figure FDA0002654220420000053
的表达式为公式(8)：
Figure FDA0002654220420000054
式中：
λj—第j衰变热先驱核的衰变常数/s-1；
βi,j—第i裂变系统对第j衰变热先驱核的产额；
使用
Figure FDA0002654220420000055
替代步骤7中裂变系统衰变热释放函数Pi(τ+t)，至此，将裂变产物衰变热Pfp(t)计算从使用公式(1)改为使用公式(9)：
Figure FDA0002654220420000056
SFP中包含的所有核素以及DHP所包含的所有衰变热先驱核，全部被添加至压缩后的燃耗数据库中；至此，对于任意核燃料组件或核反应堆在t时刻的裂变产物衰变热Pfp(t)均能够由公式(9)计算得到，第j裂变产物辐照效应重要贡献核素和第j衰变热先驱核的原子核密度Nj(t)由燃耗方程解得，第j裂变产物辐照效应重要贡献核素的衰变常数λj和衰变热Qj decay,以及第j衰变热先驱核的衰变常数λj均能够从压缩后的燃耗数据库中直接获得，而所有核素的总衰变热，直接由裂变产物衰变热Pfp(t)和SHM中6种核素的衰变热相加可得。
CN202010881370.6A 2020-08-27 2020-08-27 一种在燃耗数据库压缩过程中对衰变热计算特殊处理的方法 Active CN112100826B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202010881370.6A CN112100826B (zh) 2020-08-27 2020-08-27 一种在燃耗数据库压缩过程中对衰变热计算特殊处理的方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202010881370.6A CN112100826B (zh) 2020-08-27 2020-08-27 一种在燃耗数据库压缩过程中对衰变热计算特殊处理的方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN112100826A true CN112100826A (zh) 2020-12-18
CN112100826B CN112100826B (zh) 2022-12-09

Family

ID=73758104

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202010881370.6A Active CN112100826B (zh) 2020-08-27 2020-08-27 一种在燃耗数据库压缩过程中对衰变热计算特殊处理的方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN112100826B (zh)

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113470766A (zh) * 2021-06-23 2021-10-01 中国原子能科学研究院 一种自动化裂变产物燃耗链测试方法和装置
CN113591024A (zh) * 2021-06-22 2021-11-02 中国原子能科学研究院 一种裂变产物燃耗链压缩方法和装置
CN114662041A (zh) * 2022-02-28 2022-06-24 清华大学 一种快速计算短寿命惰性气体裂变产物堆芯盘存量的方法
CN114694863A (zh) * 2022-03-31 2022-07-01 西安交通大学 利用裂变产额和衰变数据计算多群缓发光子产额的方法
CN115017785A (zh) * 2022-05-21 2022-09-06 西安交通大学 核反应堆乏燃料组件核素成分精确分析方法
CN115099049A (zh) * 2022-07-08 2022-09-23 西安交通大学 基于辐照样品核素存量实测值的裂变产额数据优化方法

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105404723A (zh) * 2015-10-30 2016-03-16 西安交通大学 一种精确计算燃料组件棒功率分布的方法
CN106503446A (zh) * 2016-10-24 2017-03-15 中国原子能科学研究院 一种强中子场裂变产物核燃耗的计算方法

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105404723A (zh) * 2015-10-30 2016-03-16 西安交通大学 一种精确计算燃料组件棒功率分布的方法
CN106503446A (zh) * 2016-10-24 2017-03-15 中国原子能科学研究院 一种强中子场裂变产物核燃耗的计算方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
黎辉等: "MOX乏燃料衰变热计算方法研究", 《中国核电》 *

Cited By (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113591024A (zh) * 2021-06-22 2021-11-02 中国原子能科学研究院 一种裂变产物燃耗链压缩方法和装置
CN113591024B (zh) * 2021-06-22 2023-10-27 中国原子能科学研究院 一种裂变产物燃耗链压缩方法和装置
CN113470766A (zh) * 2021-06-23 2021-10-01 中国原子能科学研究院 一种自动化裂变产物燃耗链测试方法和装置
CN113470766B (zh) * 2021-06-23 2023-11-10 中国原子能科学研究院 一种自动化裂变产物燃耗链测试方法和装置
CN114662041A (zh) * 2022-02-28 2022-06-24 清华大学 一种快速计算短寿命惰性气体裂变产物堆芯盘存量的方法
CN114662041B (zh) * 2022-02-28 2024-10-18 清华大学 一种快速计算短寿命惰性气体裂变产物堆芯盘存量的方法
CN114694863A (zh) * 2022-03-31 2022-07-01 西安交通大学 利用裂变产额和衰变数据计算多群缓发光子产额的方法
CN114694863B (zh) * 2022-03-31 2023-05-30 西安交通大学 利用裂变产额和衰变数据计算多群缓发光子产额的方法
CN115017785A (zh) * 2022-05-21 2022-09-06 西安交通大学 核反应堆乏燃料组件核素成分精确分析方法
CN115017785B (zh) * 2022-05-21 2024-02-27 西安交通大学 核反应堆乏燃料组件核素成分精确分析方法
CN115099049A (zh) * 2022-07-08 2022-09-23 西安交通大学 基于辐照样品核素存量实测值的裂变产额数据优化方法
CN115099049B (zh) * 2022-07-08 2023-05-16 西安交通大学 基于辐照样品核素存量实测值的裂变产额数据优化方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN112100826B (zh) 2022-12-09

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN112100826B (zh) 一种在燃耗数据库压缩过程中对衰变热计算特殊处理的方法
Leppänen et al. The Serpent Monte Carlo code: Status, development and applications in 2013
Aliberti et al. Nuclear data sensitivity, uncertainty and target accuracy assessment for future nuclear systems
Rochman et al. Uncertainties for Swiss LWR spent nuclear fuels due to nuclear data
Brown et al. Monte Carlo-advances and challenges
Kodeli et al. SUSD3D Computer Code as Part of the XSUN‐2017 Windows Interface Environment for Deterministic Radiation Transport and Cross‐Section Sensitivity‐Uncertainty Analysis
Lee et al. Generation of the Cross Section Library for PROTEUS
Lovecký et al. UWB1–Fast nuclear fuel depletion code
Roskoff Development of a Novel Fuel Burnup Methodology and Algorithm in RAPID and its Benchmarking and Automation
Hursin et al. Verification of the new implementations in SHARKX against TSUNAMI to perform pinpower UQ and representativity analysis
Ma et al. Generalized Perturbation Theory Based Total Sensitivity and Uncertainty Analysis for High-Fidelity Neutronics Calculation
Tavakkoli et al. Improvement of CINDER library for PWR burnup calculations
Prata et al. Solution of the isotopic depletion equations using decomposition method and analytical solutions
Solis et al. A novel computational platform for the propagation of nuclear data uncertainties through the fuel cycle code ANICCA
Averchenkova et al. Generating a system of group constants for neutron-physical calculations of fast reactors based on ROSFOND-2020.2 library files
Rivas et al. Preliminary Benchmark Calculations of Spent Nuclear Fuel Isotopic Compositions Using BWR Assay Data
Andrianova et al. Integral experiments with minor actinides at the BFS critical facilities: state-of-the-art survey, re-evaluation and application
Hirota et al. Summary of NEACRP views on actinide production and burn-up
Mesado et al. Methodology for neutronic uncertainty propagation and application to a UAM-LWR benchmark
Leppänen On the use of the continuous-energy Monte Carlo method for lattice physics applications
Oettingen et al. Trajectory Periods Folding Method for Modeling of Uranium and Thorium Fuel Transmutations.
Alhassan Nuclear data uncertainty quantification and data assimilation for a lead-cooled fast reactor
Van Den Eynde et al. Development and validation of ALEPH2 Monte Carlo burn-up code
Williams et al. ENDF/B-VII nuclear data libraries for SCALE 6
Tanker Knowledge-based tool for determination of few-group boundaries

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant