CN114398249A - 一种堆芯物理多群常数库测试方法 - Google Patents

一种堆芯物理多群常数库测试方法 Download PDF

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Abstract

本发明涉及一种堆芯物理多群常数库测试方法，包括：(1)进行单核素格式检查和单核素物理检查，确认单核素数据能被读取并正常进行格式转换，以及每个核素数据的物理合理性、自洽性与可用性；(2)进行单核素数据可用性测试，确认每种核素都能够正常用于计算；(3)进行燃耗链测试，用于检查燃耗链压缩的适用性以及燃耗数据的准确性；(4)进行临界基准检验和燃耗基准检验。本发明从“微观”和“宏观”层面对堆芯物理多群常数库进行一系列的测试，将测试贯穿于整个研制周期，不仅进一步确保了堆芯物理多群常数库每个核素数据的可靠性，也在一定程度上降低了堆芯物理多群常数库基准检验分析的难度，提高了制作效率。

Description

一种堆芯物理多群常数库测试方法
技术领域
本发明属于反应堆堆芯模拟技术，具体涉及一种堆芯物理多群常数库测试方法。
背景技术
堆芯物理多群常数库是进行反应堆堆芯模拟计算必不可少的基础输入参数，堆芯物理多群常数库的研制包括设计、制作和测试三个阶段。堆芯物理多群常数库的测试是确保堆芯物理多群常数库准确性的关键环节，测试应贯穿于整个研制周期。目前常用的堆芯物理多群常数库测试手段主要包括临界基准检验和燃耗基准检验，例如WIMS库、CASL库、HELIOS库等均是基于基准检验进行多群常数库的测试。临界和燃耗基准检验是在多群常数库制作完成之后才开展的宏观测试，通常每一个基准例题的测试都会涉及多群常数库中多个核素的数据，测试结果也受到多个因素如计算程序、核素数据之间“干涉”效应等的影响，对检验结果的分析需要借助灵敏度分析方法等，对问题的定位及对数据的修正是一个很复杂的过程。因此，有必要将多群常数库的测试贯穿于整个研制周期，在基准检验之前对多群常数库开展更加基础的测试，首先从微观的层面排除数据可能存在的格式问题，确保单核素数据的物理合理性、自洽性及可用性等再进行宏观的基准检验，一方面能确保每个核素数据的准确性，另一方面降低基准检验分析的复杂度。
发明内容
本发明的目的是针对现有技术的缺陷，提供一种堆芯物理多群常数库测试方法，从而确保堆芯物理多群常数库的准确性，降低宏观基准检测的分析难度。
本发明的技术方案如下：一种堆芯物理多群常数库测试方法，包括如下步骤：
(1)进行单核素格式检查和单核素物理检查，确认单核素数据能被读取并正常进行格式转换，以及每个核素数据的物理合理性、自洽性与可用性；
(2)进行单核素数据可用性测试，确认每种核素都能够正常用于计算；
(3)进行燃耗链测试，用于检查燃耗链压缩的适用性以及燃耗数据的准确性；
(4)进行临界基准检验和燃耗基准检验。
进一步，如上所述的堆芯物理多群常数库测试方法，步骤(1)中所述的单核素格式检查的方法是利用多群常数库的进制转换程序将单核素十进制数据转换为二进制，再转回十进制，比较转换前后数据的差异。
进一步，如上所述的堆芯物理多群常数库测试方法，步骤(1)中所述的单核素物理检查需确保每个核素的数据满足以下公式:
σt＝σa+σs (1)
Figure BDA0003383000190000021
σf,σ0,s,σn2n,σn3n,...＞0 (3)
Ig＞0 (4)
Figure BDA0003383000190000031
Figure BDA0003383000190000032
式中，σ为截面，下角标t、a、s、f、n2n、n3n分别表示总、吸收、散射、裂变、(n，2n)反应、(n，3n)反应，σ0,S表示0阶的散射截面，
Figure BDA0003383000190000033
表示裂变能谱，I表示共振积分，g表示出射能群，g’表示到达能群。
进一步，如上所述的堆芯物理多群常数库测试方法，在步骤(1)中还检查单核素数据中是否存在无法使用的非法字符。
进一步，如上所述的堆芯物理多群常数库测试方法，步骤(2)中所述的单核素数据可用性测试是计算U-235、H-1和待测试核素形成的混合物的无限增值系数，并与基于同源数据的蒙特卡罗计算结果进行比对。
更进一步，步骤(2)中，以蒙特卡罗计算结果为基准，比对堆芯物理多群常数库的单核素数据可用性测试计算结果，设置检出阈值，与蒙特卡罗计算结果的比值超出检出阈值则记录为偏差过大；分析偏差大的原因，并根据分析结果对单核素数据做出相应修正。
进一步，如上所述的堆芯物理多群常数库测试方法，步骤(3)中所述燃耗链测试的方法是采用燃耗程序分别基于压缩链和精细链计算相同的燃耗问题，求解压缩链上所有核素的积存量并与完整燃耗链的计算结果进行对比，根据对比的偏差大小确定压缩链压缩的合理性以及燃耗数据的准确性。例如，对比所有燃耗核素的积存量，如果压缩链与完整燃耗链计算的燃耗核素积存量偏差小于2％，则认为压缩链压缩合理，燃耗数据准确。
进一步，如上所述的堆芯物理多群常数库测试方法，步骤(4)中所述的临界基准检验是从国际核临界安全手册ICSBEP2006和截面评价工作组基准实验手册ENDF-202中选取快谱、中间能谱、热谱基准实验来检验堆芯物理多群常数库，对挑选的基准题进行建模和计算，并与实验基准值进行比较。
更进一步，步骤(4)中进行临界基准检验时，球形装置的无限增值系数kinf采用蒙特卡罗无限均匀介质增殖因子计算结果kinf.cal和有效增殖因子keff.cal与基准值keff.exp按等比关系推算得到，公式如下：
Figure BDA0003383000190000041
进一步，如上所述的堆芯物理多群常数库测试方法，步骤(4)中所述的燃耗基准检验是从乏燃料同位素成分数据库SFCOMPO-2(Spent Fuel Isotopic CompositionDatabase)中选取燃耗基准实验，进行建模和计算，将计算结果与实验结果进行比对，评估燃耗计算的准确度。
本发明的有益效果如下：本发明所提供的堆芯物理多群常数库测试方法从“微观”和“宏观”层面对堆芯物理多群常数库进行一系列的测试，将测试贯穿于整个研制周期，不仅进一步确保了堆芯物理多群常数库每个核素数据的物理合理性、自洽性与可用性，保证堆芯物理多群常数库燃耗链及其相应燃耗数据的准确性，也在一定程度上降低了堆芯物理多群常数库基准检验分析的难度，提高了制作效率。
附图说明
图1为本发明提供的堆芯物理多群常数库测试方法的流程图；
图2为本发明具体实施例中Godiva实验几何模型的示意图；
图3为本发明具体实施例中SF95系列样品计算模型的示意图。
具体实施方式
为了使本发明的目的、技术方案及优点更加清楚明白，以下结合附图及实施例，对本发明进行进一步详细说明。应当理解，此处所描述的具体实施例仅用以解释本发明，并不用于限定本发明。
本发明将堆芯物理多群常数库的测试分为语法检查、单元测试、子系统集成测试、系统集成测试4个层次，如图1所示。首先，开展单核素数据文档的语法检查——格式检查和物理合理性、自洽性检查。其次，开展单核素数据文档的功能测试——测试单核素数据文档的可用性。再次，开展燃耗链测试。最后，开展多群常数库的基准检验，即临界基准检验和燃耗基准检验。各步骤具体描述如下：
(1)单核素格式和物理检查(语法检查)
单核素格式检查的目的旨在测试单核素数据是否能被读取并正常进行格式转换，测试方法如下：利用多群常数库的进制转换程序将单核素十进制数据转换为二进制，再转回十进制，比较转换前后数据的差异。
单核素物理检查主要是确保每个核素的数据满足以下公式:
σt＝σa+σs (1)
Figure BDA0003383000190000051
σf,σ0,s,σn2n,σn3n,...＞0 (3)
Ig＞0 (4)
Figure BDA0003383000190000052
Figure BDA0003383000190000053
式中，σ为截面，下角标t、a、s、f、n2n、n3n分别表示总、吸收、散射、裂变、(n，2n)、(n，3n)反应，σ0，S表示0阶的散射截面，
Figure BDA0003383000190000054
表示裂变能谱，I表示共振积分，g表示出射能群，g’表示到达能群。此外，检查单核素数据中是否存在无法使用的非法字符。
(2)单核素数据可用性测试(单元测试)
单核素数据可用性测试是指针对每个核素的Kinf问题运行测试，旨在确认每种核素都可以正常用于计算。测试方法是计算U-235、H-1和待测试核素形成的混合物的无限增值系数，并与基于同源数据的蒙特卡罗计算结果进行比对。以蒙特卡罗计算结果为基准，比对堆芯物理多群常数库的确定论计算结果，设置检出阈值，与蒙特卡罗计算结果的比值超出检出阈值则记录为偏差过大。分析偏差大的原因，并根据分析结果对单核素数据做出相应修正。
(3)燃耗链测试(子系统集成测试)
燃耗链测试主要是检查燃耗链压缩的适用性以及燃耗数据的准确性。测试采用燃耗程序分别基于压缩链和精细链计算理想燃耗问题，求解压缩链上所有核素的积存量并与完整燃耗链的计算结果进行对比。测试的目的是验证燃耗链压缩方法的可靠性，同时验证设计的燃耗链的适用性。
(4)临界基准检验和燃耗基准检验(集成测试)
群常数库的宏观基准检验理论上应该覆盖库中所有材料和整个能区，但现实中是无法做到的。有限的基准实验对核素和能谱的覆盖范围是有限的，通常只覆盖主要裂变核素、结构材料、轻核、裂变产物等，对能区的覆盖受到实验装置对某个核反应的灵敏范围的制约。因此，对群常数库的基准检验主要检验核装置中常用的重点核素，实验装置的选取也是根据应用类型来选择，以求对数据库的准确度进行检验。堆芯物理多群常数库的宏观检验选取了临界基准实验和燃耗基准实验这两类实验。临界基准检验是从国际核临界安全手册ICSBEP2006和截面评价工作组基准实验手册ENDF-202中选取快谱、中间能谱、热谱基准实验来检验堆芯物理库。需要采用反应堆堆芯模拟计算的组件程序对挑选的基准题进行建模和计算，并与实验基准值进行比较。组件程序与堆芯物理多群常数库配套使用，为本领域的公知技术。堆芯物理多群常数库的燃耗测试、临界基准检验以及燃耗基准检验都需要采用配套的组件程序进行相关计算。考虑到组件程序没有能力处理球形几何，球形装置kinf采用蒙特卡罗无限均匀介质增殖因子计算结果kinf.cal和有效增殖因子keff.cal与基准值keff.exp按等比关系推算得到，公式如下：
Figure BDA0003383000190000071
燃耗基准检验是从乏燃料同位素成分数据库SFCOMPO-2(Spent Fuel IsotopicComposition Database)中选取燃耗基准实验，采用组件程序进行建模和计算，将计算结果与实验结果进行比对，评估燃耗计算的准确度。
实施例
1、堆芯物理多群常数库语法检查
首先是格式检查，采用堆芯物理多群常数库的进制转换程序逐一将多群常数库包含的每个核素的数据由十进制转换为二进制，再转回十进制，进制转换程序是多群常数库研制及使用必须配套的工具，为本领域的公知技术，此处不详细介绍进制转换程序的具体实施方式。采用文本编辑器UltraEdit的文件比较功能比较转换前后数据的差异并记录到以核素号标识的文件中，如果该文件大小为0则表示没有差异，格式正确，否则说明单核素数据格式存在缺陷。对于核素数目多的情况，可编写批处理脚本自动调用程序逐一进行转换，并将结果汇总至统一的文件中。
格式检查之后对多群常数库中每个核素的数据进行物理检查，此部分根据前述公式(1)到公式(6)编写程序检查多群常数库的截面自洽性和物理合理性。程序采用fortran语言编写，下面就该程序的主要功能和具体编写方法进行介绍，本领域的技术人员应该清楚，该程序的功能也可以通过其他编程语言来实现。
(1)检查数据物理合理性
主要检查裂变截面、吸收截面、散射截面、(n,2n)截面，(n,3n)截面、共振积分、裂变谱是否存在非正值，若存在统计总数并给出提示信息。以(n,2n)截面的检查为例，Fortran程序的检查代码如下：
Figure BDA0003383000190000081
其中，n2是(n,2n)截面的能群数，程序遍历所有能群并统计出现非正值的能群数，最后输出提示信息。其他截面数据的检查代码与上述相似，此处不再一一赘述。
(2)检查数据自洽性
主要检查总截面、散射截面和裂变谱的自洽性，即是否满足前述给出的公式(1)、公式(2)和公式(5)。以散射截面为例，采用fortran语言实现的检查代码如下：
Figure BDA0003383000190000082
其中，it是温度索引，ig是初始能群索引，ig2是次级能群索引，mtr为存储散射矩阵的数组，summtr为散射矩阵对次级能群的求和，err为散射截面与散射矩阵就和之间的偏差，通过该偏差可判断散射截面与散射矩阵之间的自洽性。其他截面的自洽性检查与上述类似，此处不再一一赘述。
(3)检查非法字符
主要检查多群常数库中每个核素的数据是否存在“NAN”、“INFINITY”等非法字符，如果存在则给出提示信息。检查的数据类型包括能群结构、裂变谱、(n,2n)截面、(n,3n)截面、光滑共振截面、共振积分、输运所需数据、燃耗数据、高阶散射截面及矩阵、中子产生光子截面、光原相互作用截面等，下面以针对(n,2n)截面的检查为例，FORTRAN程序的代码如下：
Figure BDA0003383000190000091
2、堆芯物理多群常数库单元测试
首先针对多群常数库的配套组件程序开展测试问题的设计，设计一个组件程序可以计算的无限均匀介质的k∞计算例题，调用MCNP程序计算该测试例题的k∞，作为参考解。其次，调用组件程序计算测试例题并与相应MCNP计算结果进行比较。以MCNP计算结果为基准，比对组件程序的计算结果，设检出阈值为300pcm，与MCNP计算结果的比值超出0.3％则记录为偏差过大。例如以MCNP输入卡的形式给出了测试例题的定义,测试例题是U-235、H-1和待测试核素形成的混合物，边界条件为全反射。对偏差大的核素进行具体原因分析，并据此对相应数据进行修改。
3、堆芯物理多群常数库子系统集成测试
采用多群常数库的配套组件分别基于压缩质量链和精细质量链计算相同的燃耗问题，求解压缩质量链上所有核素的积存量并与完整燃耗链的计算结果进行对比，根据对比的偏差大小确定压缩链压缩的合理性以及燃耗数据的准确性。例如，对比所有燃耗核素的积存量，如果压缩链与完整燃耗链计算的燃耗核素积存量偏差小于2％，则认为压缩链压缩合理，燃耗数据准确。组件程序计算的燃耗问题可以是理想问题也可以是针对多群常数库应用场景的燃耗基准题，此处以国际核临界安全手册中的HMT011.36装置为例。该装置由22块高浓铀的铀-铝合金板块组成，铀的质量百分比为25.56％，其中235U的质量分数为93％。计算的燃耗深度为300GWd/tU，满功率运行时间为5年。由于燃耗问题的输入格式与组件程序相关，下面以组件程序kylin-2的点燃耗模块depletion为例，给出采用perl语言实现对HMT011.36装置自动建模的代码编程示例。本领域的技术人员应该清楚，此部分数据也可采用其他编程语言针对其他燃耗程序自动生成，示例如下：
Figure BDA0003383000190000101
建模完成后直接调用程序即可计算选定的燃耗问题，从输出文件中提取结果并进行比对。
4、堆芯物理多群常数库集成测试
一方面基于堆芯物理多群常数库配套组件程序的几何计算能力以及反应堆计算常用能谱范围，从国际核临界安全手册ICSBEP2006和截面评价工作组基准实验手册ENDF-20中选取快谱、中间能谱、热谱基准实验来开展堆芯物理多群常数库的临界基准检验。另一方面从乏燃料同位素成分数据库SFCOMPO-2中选取燃耗基准实验，采用组件程序进行建模和计算，将计算结果与实验结果进行比对，评估燃耗计算的准确度。
临界基准检验和燃耗基准检验涉及多个基准题，此处以ICSBEP中的Godiva基准题为代表介绍临界基准检验，以SFCOMPO-2中的SF95基准题为代表介绍燃耗基准检验。Godiva基准题的实验信息如表1所示，建模的几何模型如图2所示，半径为0.5cm，栅格长度为1cm，周围定义全反射边界条件，定义计算温度300K。
表1 Godiva基准题试验信息
Figure BDA0003383000190000111
材料定义采用核子密度(1024/cm3)及质量占比(％)定义方式，燃料定义为可燃耗材料。Godiva基准题的材料核子密度如表2所示。
表2 Godiva基准题材料核子密度
Figure BDA0003383000190000112
根据上述信息完成建模之后，调用组件程序进行计算，提取输出文件中的Keff值并与基准值进行比对，根据比对情况分析是否需要对数据进行改进及如何改进。
燃耗基准题SF95的燃料为UO2，燃料包壳为低锡Zr-4合金。材料组分如表3所示。燃料棒包壳外径为9.5mm，内径为8.22mm，燃料芯块直径为8.05mm。堆芯运行压力为16MPa，冷却剂进出口温度分别为284℃、321℃。
表3 SF95样品燃料及包壳材料信息
Figure BDA0003383000190000113
采用单栅元计算模型模拟真实SF95样品。其中，包壳外半径为0.475cm，燃料区域半径为0.411cm，栅元边长为1.26cm，二维几何模型如图3所示。燃料计算温度定义为900K，包壳温度为600K。
慢化剂材料考虑3种元素：1H、16O、10B。实际堆芯运行中，慢化剂硼浓度随燃耗变化，因此在定义材料时，采用质量占比方式，定义每个燃耗计算点的慢化剂硼浓度。硼浓度随燃耗的变化数据可以在SFCOMPO 2.0数据库中查询，而对于在计算点不能直接获得的数据，采用线性插值得到对应的硼浓度值。具体的硼浓度值设置如表4所示。
表4计算燃耗点慢化剂核子质量占比
Figure BDA0003383000190000121
Figure BDA0003383000190000131
在计算中，每一步计算采用的燃耗值根据SFCOMPO-2.0数据库给出的功率变化时间点定义。值得注意的是，不同的燃耗计算点下不光存在燃耗值的不同，慢化剂材料及功率也相应地有所变化。
根据上述信息，利用组件程序对SF95基准题进行建模计算，得到计算核素的核子密度并与相应的实验基准值进行对比，根据比对情况分析数据是否存在问题及改进方法。
本领域技术人员在考虑说明书及实践这里公开的发明后，将容易想到本发明的其它实施方案。本申请旨在涵盖本发明的任何变型、用途或者适应性变化，这些变型、用途或者适应性变化遵循本发明的一般性原理并包括本发明未公开的本技术领域中的公知常识或惯用技术手段。这样，倘若对本发明的这些变型、用途适应性变化属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改变型和用途适应性变化在内。
上述实施方式只是对本发明的举例说明，本发明也可以以其它的特定方式或其它的特定形式实施，而不偏离本发明的要旨或本质特征。因此，描述的实施方式从任何方面来看均应视为说明性而非限定性的。本发明的范围应由附加的权利要求说明，任何与权利要求的意图和范围等效的变化也应包含在本发明的范围内。

Claims (10)

1.一种堆芯物理多群常数库测试方法，包括如下步骤：
(1)进行单核素格式检查和单核素物理检查，确认单核素数据能被读取并正常进行格式转换，以及每个核素数据的物理合理性、自洽性与可用性；
(2)进行单核素数据可用性测试，确认每种核素都能够正常用于计算；
(3)进行燃耗链测试，用于检查燃耗链压缩的适用性以及燃耗数据的准确性；
(4)进行临界基准检验和燃耗基准检验。
2.如权利要求1所述的堆芯物理多群常数库测试方法，其特征在于，步骤(1)中所述的单核素格式检查的方法是利用多群常数库的进制转换程序将单核素十进制数据转换为二进制，再转回十进制，比较转换前后数据的差异。
3.如权利要求1或2所述的堆芯物理多群常数库测试方法，其特征在于，步骤(1)中所述的单核素物理检查需确保每个核素的数据满足以下公式:
σt＝σa+σs
Figure FDA0003383000180000011
σf,σ0,s,σn2n,σn3n,...＞0
Ig＞0
Figure FDA0003383000180000012
Figure FDA0003383000180000013
式中，σ为截面，下角标t、a、s、f、n2n、n3n分别表示总、吸收、散射、裂变、(n，2n)反应、(n，3n)反应,σ0,S表示0阶的散射截面，
Figure FDA0003383000180000021
表示裂变能谱，I表示共振积分，g表示出射能群，g’表示到达能群。
4.如权利要求3所述的堆芯物理多群常数库测试方法，其特征在于，在步骤(1)中还检查单核素数据中是否存在无法使用的非法字符。
5.如权利要求1所述的堆芯物理多群常数库测试方法，其特征在于，步骤(2)中所述的单核素数据可用性测试是计算U-235、H-1和待测试核素形成的混合物的无限增值系数，并与基于同源数据的蒙特卡罗计算结果进行比对。
6.如权利要求5所述的堆芯物理多群常数库测试方法，其特征在于，步骤(2)中，以蒙特卡罗计算结果为基准，比对堆芯物理多群常数库的单核素数据可用性测试计算结果，设置检出阈值，与蒙特卡罗计算结果的比值超出检出阈值则记录为偏差过大；分析偏差大的原因，并根据分析结果对单核素数据做出相应修正。
7.如权利要求1所述的堆芯物理多群常数库测试方法，其特征在于，步骤(3)中所述燃耗链测试的方法是分别基于压缩链和精细链计算相同的燃耗问题，求解压缩链上所有核素的积存量并与完整燃耗链的计算结果进行对比，根据对比的偏差大小确定压缩链压缩的合理性以及燃耗数据的准确性。
8.如权利要求1所述的堆芯物理多群常数库测试方法，其特征在于，步骤(4)中所述的临界基准检验是从国际核临界安全手册ICSBEP2006和截面评价工作组基准实验手册ENDF-202中选取快谱、中间能谱、热谱基准实验来检验堆芯物理多群常数库，对挑选的基准题进行建模和计算，并与实验基准值进行比较。
9.如权利要求8所述的堆芯物理多群常数库测试方法，其特征在于，步骤(4)中进行临界基准检验时，球形装置的无限增值系数kinf采用蒙特卡罗无限均匀介质增殖因子计算结果kinf.cal和有效增殖因子keff.cal与基准值keff.exp按等比关系推算得到，公式如下：
Figure FDA0003383000180000031
10.如权利要求1所述的堆芯物理多群常数库测试方法，其特征在于，步骤(4)中所述的燃耗基准检验是从乏燃料同位素成分数据库SFCOMPO-2中选取燃耗基准实验，进行建模和计算，将计算结果与实验结果进行比对，评估燃耗计算的准确度。
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