多群核數(shù)據(jù)不確定性對堆芯物理計算的影響

潘昕懌　　蘭　兵　　張春明　　靖劍平　　攸國順（環(huán)境保護部核與輻射安全中心　　北京　100082）

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多群核數(shù)據(jù)不確定性對堆芯物理計算的影響

潘昕懌蘭兵張春明靖劍平攸國順
（環(huán)境保護部核與輻射安全中心北京100082）

摘要核數(shù)據(jù)不確定性是造成反應堆物理計算結果不確定性的重要因素之一。基于所需抽樣核數(shù)據(jù)的協(xié)方差矩陣開發(fā)了隨機抽樣模塊（StochasticSampling，SAMP），在此基礎上利用SCALE（StandardizedComputerAnalyses forLicensingEvaluation）軟件包實現(xiàn)了混合法和隨機抽樣法兩種不確定性分析方法，以研究多群核數(shù)據(jù)不確定性對堆芯物理計算的影響。以3×3假想堆芯為對象，對兩種方法進行了驗證，然后應用于國際原子能機構（InternationalAtomicEnergyAgency，IAEA）燃料管理基準題中的Almaraz核電廠首循環(huán)堆芯。分析結果表明，兩種方法結果符合良好，Almaraz核電廠堆芯keff不確定性約為0.5%，堆芯徑向和軸向功率的最大不確定性分別為1.9%和0.45%。

關鍵詞多群核數(shù)據(jù)，不確定性，SCALE，隨機抽樣，協(xié)方差矩陣

國家科技重大專項（No.2013ZX06002001）資助

第一作者：潘昕懌，男，1983年出生，2010年畢業(yè)于清華大學，主要從事反應堆物理和核安全研究

SupportedbyNationalScienceandTechnologyMajorProject（No.2013ZX06002001）

Firstauthor:PANXinyi，male，bornin1983，graduatedfromTsinghuaUniversityin2010，engagedintheresearchofreactorphysicsandsafety Correspondingauthor:YOUGuoshun，E-mail:youguoshun@chinansc.cn

Influence of multigroup nuclear data uncertainties on the reactor core physics calculation

PANXinyiLANBingZHANGChunmingJINGJianpingYOUGuoshun
（Nuclear and Radiation Safety Center， Ministry of Environmental Protection， Beijing 100082， China）

Abstract Background:Theuncertaintyofnucleardataisoneofthekeyfactorsresultingintheuncertaintyof reactorphysicscalculation.Purpose:Theinfluenceofmultigroupnucleardatauncertaintiesonthereactorcore physicscalculationwasstudiedinthispaper.Methods:ThestochasticsamplingmodularSAMPbasedoncovariance matrixofnucleardatawasdeveloped，andthehybridmethodandstochasticsamplingmethodwererealizedusing SCALE（StandardizedComputerAnalysesforLicensingEvaluation）softwarepackage.Thetwomethodswere validatedusing3×3hypotheticalcoreandthenappliedtothefirstcycleofAlmarazpressurized-waterreactor（PWR）intheIAEA（InternationalAtomicEnergyAgency）fuelmanagementbenchmark.Results:Resultsofthetwo methodsareingoodagreement.Theuncertaintyofcoreeffectivemultiplicationfactorisabout0.5%，andthe maximumuncertaintiesoftheradialandaxialpowerareabout1.9%and0.45%respectivelyinAlmarazPWR. Conclusion:Thetwo-stepmethodandstochasticsamplingmethodcanbothbeusedfortheuncertaintyanalysisof reactorcorecalculation.

Key words Multigroupnucleardata，Uncertainty，SCALE，Stochasticsampling，Covariancematrix

利用最佳估算技術進行反應堆設計和安全分析時，為確保足夠的安全裕量，必須進行不確定性分析。反應堆物理計算的不確定性主要包括工程不確定性（如燃料制造公差）、計算不確定性（如計算模型簡化和核數(shù)據(jù)等輸入?yún)?shù)不確定性）和現(xiàn)象不確定性（如密實化、棒彎曲和氙振蕩等效應）[1]。近年來研究表明，核數(shù)據(jù)的不確定性是影響反應堆物理計算的重要因素之一[2]。

核數(shù)據(jù)不確定性主要源自其測量過程及評價模型[3]，通常以協(xié)方差的形式與評價核數(shù)據(jù)庫同時發(fā)布。……