EJ T 1014-2005 核反应堆稳态中子反应率分布和反应性的确定.pdf

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1、ICS 27. 120. 10 F 60 备案号：158372005EJ 中华人民共和国核行业标准EJ/T 1014-2005 代替盯IT1014-1996 核反应堆稳态中子反应率分布和反应性的确定Determinat i。n。fsteady state neutr。nreact i。nrate distributi。nsand reactivity。fnuclear react。rsEE-EE- Illit- . . . ,QU MUUMUU配户。BEtt呻川HHHnuUHMHUm川EEBnuu叫MMHHHO副mmE呻山MAUMHHHUU刷刷EA侍剧剧目阐呻MMMH。白川川山川仍HHHUUV

2、BEESn问U川HHHo-EE- . . 1liIKE-zEE - 2005一04一11发布2005一07一01实施国防科学技术工业委员会发布EJ/T 1014-2005 目次前言.II 1 范围. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 2 术语和定义.1 3 计算方法.2 4 计算系统的验证.8 5 文件.9 图1本标准适

3、用范围.8 图2PWR物理计算流程图.8 图3BWR物理计算流程图.9 图4LWR物理计算流程圈.9 图5HWR物理计算流程图.9 图6盯CR物理计算流程图.9 EJ/T 1014一2005刚吕本标准修改采用ANSI/ANS-19.3-1995核反应堆稳态中子反应率分布和l反应性的确定。与原标准相比，主要差异如下：II 一一增加了积分实验的质量保证：一一删去了3.3“缩略语”和第4章“与其他标准的关系”：一一计算条件中增加了堆内辐照样品对计算的影响：本标准代替EJ/T1014-1996核反应堆的中子反应率分布和反应性的确定。本标准与EJ/T1014一1996相比，主要变化如下：a）修改了PWR

4、、BWR和LMR的物理计算方法：b）增加了HWR和HTGR的物理计算方法：c）增加了对棒栅元或组件栅元的均匀化处理：d）删去了“实验数据”和“计算方法”两条术语。本标准由中国核工业集团公司提出。本标准由核工业标准化研究所归口。本标准起草单位：核工业标准化研究所。本标准主要起草人：高丽艳。本标准于1996年4月首次发布。EJ/T 1014-2005 核反应堆稳态中子反应率分布和反应性的确定1 范围本标准规定了确定核反应堆稳态中子反应率分布和反应性的计算步骤、验证计算系统有效性的方法以及编写报告文件的内容和要求。本标准适用于压水堆、沸水堆、液态金属堆、重水堆和I高温气冷堆的稳态中子反应率分布和反应

5、性的确定。本标准涉及的内容范围以框图形式表示在图l中。根据基础实验数据和理论模型计算得到的评价数据系，以及在此基础上制作的应用无关的平均数据系不在本标准范围内。2 术语和定义下列术语和定义适用于本标准。2. 1 栅元和超栅元ce I I and superce 11 栅元一词表示与冷却剂（以及可能附加的慢化剂和结构材料）组合在一起的一个或多个堆芯单元。为计算方便，假设栅元在反应堆内是重复排列的。栅元最简单的例子是棒栅元，棒栅元中单一燃料棒四周围着冷却剂（如轻水、重水或液态铺）。另一例子是在一管内有一束重水冷却的燃料棒，管外四周围着重水慢化剂。对于一些应用，还可采用比较复杂的几何结构，它们经常被

6、称为超栅元或组件栅元，最简单的例子是栅元外面附加一层介质区，以考虑栅元外介质成分对能谱的影响。有时超栅元也可理解为几个相邻栅元组成的栅元集团，反应堆由这些栅元集团重复排列而成。2. 2 数据系data set 对于感兴趣的应用领域所需要的各种材料和各种核反应过程的微观截面和核常数之集合。2. 2. 1 评价数据系evaluated data set 对反应堆计算涉及的能量和角度范围指定的一套完整而基本的数据系，它建立在实验测量结果和核理论基础上，而且是按相互作用过程的最好物理描述评价过的数据系。评价数据系同反应堆成分、几何条件、能群结构或能谱无关。2.2.2 经处理的连续数据系processe

7、d continuous data set 使用特定算法将评价数据系进行扩展或简化而得到的一套数据系s此数据系与反应堆成分、儿何条件、能群结构或能谱无关。2.2. 3 平均数据系averaged data set 按特定能群结构、用特定权重函数对评价数据系或经处理的连续数据系进行加权平均而得到的一套数据系。绝大多数反应堆分析（例如轻水堆）中采用的应用无关的平均数据系，是通过对原始核评价数据库（例如ENDF/B）进行处理得到的。2.2.4 EJ/T 1014一2005应用无关的多群application independent multigroup 一种很细致的离散能群结构。这种能群结构精细到其

8、群常数可认为与反应堆成分和儿何条件无关，或者对于较宽范围的反应堆分析来说，与中子能谱无关。这种应用无关的多群结构可直接用于反应堆设计中的能谱计算，或者用于产生与应用有关的多群常数。应用无关的多群数据系是平均数据系中的一种类型。2. 2.5 应用有关的多群app I i cation dependent mu It i group 介于应用无关多群结构和少群结构之间的离散能群结构。应用有关的多群结构是通过估计的中子能谱使群常数与反应堆成分有关。应用有关的多群数据系是平均数据系中的一种类型。2. 2.6 少群few-group 特定应用中所采用的一种能群结构。一个区的少群常数与指定的反应堆成分和几

9、何有关，这种依赖关系通过计算得到的能谱来体现。3 计算方法3. 1 概述本标准范围内的计算应通过下列典型步骤完成：a) 随能量连续变化的核截面简化为平均数据系：b) 利用平均数据系、同位素的核密度和几何条件（一般情况下为重复排列的栅元或超栅元儿何条件），对每一种不同的反应堆区域或成分，计算与应用有关的中子能谱：c) 利用上述中子能谱，将平均数据系中的截面归并成少群截面：d) 利用上述中子能谱和空间分布，对棒栅元和组件栅元的截面进行均匀化处理：e) 利用少群截面和有关反应堆的几何条件，计算反应性和反应堆内少群中子注量率的空间分布：f) 利用上述信息，计算反应堆成分或部件内的反应率：g) 利用上述

10、信息，计算核燃料同位素成分以及可能有的反应堆其他受辐照部件的变化。对某些问题的应用，可以不采用归并成少群形式，而用多群截面和有关反应堆的几何信息，计算反应性和反应堆内多群中子注量率的空间分布。对于给定问题，并非上述所有计算步骤都要执行e但是如采用与此不同的其他计算步骤，应按第4章的规定进行验证。3.2 计算中考虑的条件对计算有重要影响的所有条件都应予以考虑，所用计算方法应能在这些条件下对反应堆成分和结构进行处理。有重要影响的条件包括：a) 反应堆内有控制元件或控制组件；b) 反应堆内有可燃或可溶中子吸收体：c) 反应堆内有相邻的相异燃料纽件：d) 燃料组件内有不同成分和布置的燃料：e) 与工况

11、有关的燃料温度和冷却剂或慢化剂的密度改变：f) 士况随燃耗的变化，包括燃料组件以前的功率史、冷却剂密度虫和l燃料细件燃耗虫：g) 堆芯外存在对计算有重要影响的材料和条件，如PWR的堆芯围板等：h) 反应堆内有源、探测器、结构材料、辐照样品和实验装置：i) 温度的空间变化：2 EJ/T 1014-2005 j) 重要核素如缸、影和钢系元素核密度的空间变化。这些是常见的重要条件，但不局限于此。应根据具体反应堆的情况，考虑对计算有重要影响的所有条件。3.3 多群常数3. 3. 1 基本数据用于产生多群常数的基本核数据主要来源于评价数据系（例如ENDF/B）。3. 3.2 多群常数的制作3. 3. 2

12、. 1 处理评价数据系从评价数据系出发制作多群常数时，应先将评价数据系处理成平均数据系。多群常数对能量有关权重谱和能群结构的选择很敏感，能群数越少，敏感性越强，故制作平均数据系时，应保证有足够多的能群。应估计出用作权重谱的反应堆中于能谱，建议从相同或类似反应堆的测量中得到，或者根据中子能谱的解析模型计算得到。多群输运截面应利用估计的反应堆中子能谱计算得出。3.3.2.2 归并应用无关的平均（或多群）数据系应利用与应用有关的能谱，将应用无关的平均数据系制作成与应用有关的多群常数，在制作过程中选用的权重谱应使系统的一些重要物理特征保持守惶。这些物理特征通常包括反应率以及其他一些物理量。3.4 系统

13、有关的能i蕾计算多群常数用于计算所研究系统的中子能谱。与系统有关的能谱与反应堆儿何条件、材料成分和运行条件有关，同时还要考虑中子泄漏的影响。从反应堆某一区到另一区，中子能i普发生变化，因此对反应堆具有代表性的儿个区域，应计算各自的中子能谱3.4. 1 棚元和超栅元的选择堆芯由栅元重复排列而成，如由有关结构材料以及与其相关的冷却剂和（或）慢化捕构成的单一燃料棒栅元或燃料组件栅元（有时这种形式可扩展至中子吸收体或水腔。计算能谱前，应考察栅元及其周围环境，以确认栅元内能谱仅仅由栅元本身及其周围与栅元相类似的环境所决定，或者栅元内能谱还受其他非类似栅元区域的影响。如果是后者，可以定义为超栅元，计算超栅

14、元特征能谱。超栅元除栅元外，还应包括由非栅元材料（女日水流道、控制棒和结构材料组成的附加区。其他非栅元区如吸收体，如果它们对能谱有较大影响，应包含在超栅元内。对于栅元或者超栅元，规定的外边界条件应与对称假设相一致。3.4.2 栅元环境假设反应堆由相类似的栅元或超栅元排列而成。如果栅元内能谱还受外部区域的影响，在能谱计算中应包括这些影响。这些影响由穿过栅元或超栅元边界的中子泄漏引起，因此同中子能量和飞行方向有关。燃料的温度效应（如多谱勒展宽）、慢化剂和（或）冷却剂的温度效应及密度效应都应包括在计算中。对栅元或超栅元内的非均匀温度分布应进行修正。3.4.3 计算模型计算模型通常分为几何模型和中子输

15、运模型。3.4.3. 1 几伺模型几何模型是指用数学方法表示栅元的物理结构。当物理结构对计算的影响不很重要时，可对它采用一些几何近似，以减少求解时所需的空间维数，或者转换成简单的儿何形状。相同的物理结构对于不同的目的可以采用不同的几何近似。应验证和证明所选几何模型对分析是适宜的，例如可以用更接近实体的几何表述，来研究几何近似的影响。以下给出几何近似的实例：3 EJ/T 1014-2005 a）如果均句化截面和扩散系数的计算方法能够使反应率，包括轴向和径向泄漏以及（最好包括中子注量率和局部中子流保持守恒，那么可对非均匀系统采用均匀化近似：b）圆柱化近似可用来表示栅元环境区，即表示周围燃料棒对所关

16、心燃料棒的影响，否则需要更复杂的几何表述：c）为使分立的单体在几何上与整体坐标系统相容，可以将单体从一种几何形状转换成另一种几何形状。例如在二维（x-y）网格系中，用方形棒代表圆柱棒，或者用平板代表互相接触排列着的圆柱棒：d）当横向尺寸远大于所考虑方向的尺寸时，横向可采用无限扩展近似。当无限扩展近似产生较大误差时，用有效曲率考虑横向中子泄漏3.4.3.2 中子输运模型利用栅元模型进行计算时，可采用各种计算方法来描述中子输运现象。根据问题的性质和计算对象的不同，可采用不同程度的近似。连续能量的蒙特卡罗（MonteCarlo）方法是一种很精细的计算方法，这种统计计算处理方法是跟踪大量单个中子的“历

17、史”，它主要用作校验其他方法有效性的基准。其他用以表述中子输运的方法有积分输运方程（有时称为碰撞几率方法和积分微分输运方程，以及扩散方程。分析者应对所使用的中子输运模型是否适合于待解问题予以书面证明。例如：对于计算出的反应性和反应率，分析者应说明空间网格的划分、离散的阶数CP1、民等）和离散坐标数（SN方法）足以满足规定的精确度。3.5 归并为少群当进行全堆计算时，通常将截面从多群结构归井为少群结构，建议根据计算类型以及此计算对能群结构的敏感性，选择适当的少群能群结构。归并成少群截面时，系统的一些重要物理特征量，如栅元内的反应率、栅元和堆芯的反应性或反应率比都应保持守恒，以便少群计算能保持多群

18、计算的某些细节和重要特征。实际需要守恒的物理量和归井的方法取决于采用的少群数据。归井时所做的计算，应包括所有重要的空间和能量效应，像自屏效应以及能谱同周围材料的依赖关系。3.6 反应性和中子注量率分布的计算3. 6. 1 模型对于中子注量率计算，可采用多种计算模型，例如：a) 用有限差分法或综合法求解扩散方程：b) 用离散坐标法或碰撞几率法求解输运方程：c) 用节块法求解扩散方程或输运方程。上面列举的模型并不代表用于计算的全部模型，但也说明了方法的多样性，每种方法都具有一定的不确定性并采用一定的假设。3.6.2 不确定性和假设通常反应堆物理计算中用于描述中子输运的模型都是对精确模型的一种近似，

19、通过计算机程序得出的解是模型方程的近似解。4 下面举例说明普遍采用的各种假设或近似，它们都会引起不确定性：a) 堆芯内中子注量率是三维空间的函数，假设它可以在空间上分离变量，即可以用一维或三维空间的函数乘积来表示：b) 用几何转换模拟实际物理结构和布置（例如计算中用相同面积的正方形棱柱代替圆柱棒）c) 堆芯内采用人为的边界条件（例如在强吸收控制片或十字形控制棒的边界处：d) 对于不严格对称的结构布置，采用对称性假设：e) 选择较少的能群数来表示堆芯内中子能量的连续变化：EJ/T 1014-2005 f) 在空间网格内，假设空间网点之间的中子注量率是线性变化的：g) 在省略方向上的中子泄漏用曲率

20、模拟。原则上，上述所有假设或近似都应做数值研究，以确定由于这些假设或近似引起的与模型方程精确解的偏离。在感兴趣问题超出以往经验或实验范围的情况下，应进行数值研究。这类数值研究划定了需要引入和处理上述假设或近似的范围，有利于防止当偶然的误差抵消时所造成的盲目置信。3. 7 反应堆部件内的反应率计算当采用简化的物理模型时，应按使用的需要提供将模型计算结果转换为反应堆部件内反应率的方法和手段。如果计算中作了一些简化假设，如局部中子注量率和整体中子注量率变化的分离，则计算处理应说明某些位置处的反应率是如何得到的，还应说明所采用方法的基本依据和合理性。为了各种目的，要用到计算的反应率，例如：a）释热率计

21、算，用于校验热工限值的传热和热工水力计算等；b）堆芯内作为空间位置函数的同位素成分变化的计算，以预言堆芯内燃料存量等：c）停堆裕量、控制棒反应性价值以及其他部件反应性价值的计算：d）探测器响应和堆内反应率之间对应关系的计算。3. 8 燃耗计算燃耗计算中，通用的处理方法是假设栅元或超栅元模型及其能谱具有足够高的精度以便能够直接进行燃耗计算在这种情况下，用栅元或超栅元能谱求出总的裂变和俘获反应率。育了裂变和俘获反应率后，连同裂变产额和衰变常数，就可导出每种同位素的产生和消失项，最后得到对于所有感兴趣同位素核密度的一组微分方程组。然后将时间变量离散化，用数值方法联立求解方程组。时间步长应取得足够小，

22、以保证求解的数值稳定性和满足应用要求的合适精确度。计算中时间步伏的选择应确保燃耗区内的注量率水平不能增长得太快。因此数值计算中在选择的时间步长内应估计出中子注量率的变化程度。燃耗刚开始时的裂变和俘我反应率，通常从所有感兴趣的同位素零燃耗截面求得。随着燃耗，同位素核密度发生变化，引起截面改变，因此隔一定时间间隔应重新做栅元或超栅元能谱计算，得出以时间、比燃耗、核密度等为变量的群平均截面和其他参数（如扩散系数）。一般两次栅元或超栅元能谱计算之间的间隔由分析者控制。间隔可采取多种不同形式，例如间隔可以用燃料燃耗间隔或者特定同位素（常用235u）核密度变化的百分数来表示。应相继缩小能谱计算间隔进行燃耗

23、计算，直至两次核密度之差满足应用要求所规定的精确度为止。从栅元或超栅元计算得到的少群宏观截面可用于反应堆燃耗的空间分布计算。宏观截面拟合成以比燃耗和其他变量（如慢化剂密度和温度、燃料温度、可溶棚浓度和空泡份额）为变量的多项式，或者做成数据表，供内插和外推用。如果己经证实，栅元或超栅元模型及其能谱具有足够高的精确度，允许通过使用宏观截面直接进行燃耗计算，那么可以采用上面介绍的处理方法。如果不能证实栅元或超栅元模型及其能谱具有足够高的精确度，应采用更精确的处理方法。3. 9 普遍采用的计算方法3.9. 1 概述压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、液态金属堆（LMR）、重水堆HWR）、高温气冷堆HT

24、GR)的稳态物理技术已经积累了丰富的经验。每种反应堆都己发展了一套普遍采用的计算方法。3. 9.2 压水堆（PWR）堆芯物理计算方法压水堆稳态物理分析计算般包括三步：生成截面库、组件栅格计算和堆芯计算。图2给出了分析计算步骤以及各步间的相互关系。5 EJ/T 1014-2005 分析计算首先是利用“通用”的压水堆能谱把评价数据系处理成平均数据系，生成多群常数。这些数据系一般由40200个能群组成。组件栅恪计算一般用于个组件或一个组件的部分区域对于某些特殊应用也可用于几个组件。这些计算一般包括三步：多群棒栅元计算、组件栅格计算和l同位素；燃耗计算。当非均匀儿何体进行多群计算时，应先对棒栅元进行均

25、匀化处理然后进行组件栅格计算均匀化处理应使反应率保持守恒。多群棒栅元和组件栅格计算宜采用输运理论。组件栅格计算所采用的能群数从少至6群到多达截面库所包含的群数c然后对那些核密度随时间变化的同位素，包括裂变时生成的裂变产物进行燃耗计算。最后为进行堆芯计算，生成均匀化的少群截面。对含有类似于控制棒的具有不同热工一水力变量和i儿何结构的区域进行组件栅格计算。每一热工水力变量的取值都应考虑到堆芯运行工况的预期范围。少群堆芯扩散计算主要由二维有限差分计算、轴向一维有限差分计算和l多维节块计算组成。对二维（x-y）几何体的少群扩散计算一般采用2群到4群并用于堆芯的一些对称区域。有时可对堆芯的部分区域果用输

26、运理论进行少群计算，这种情况下，从组件栅格计算得出的少群截面可直接作为堆芯计算程序的输入数据。采用扩散理论进行少群计算时，尤其对于强吸收体（不限于此），在确定截面时应使反应率保持守恒。二维和三维、少群节块计算通常用于模拟堆芯的运行历程。为表示节块问中于的相合作用，应对重要同位素的燃耗（主要是铜系元素、可燃吸收体和i与功率有很大关系的裂变产物）进行详细模拟。一个节块代表一个组件或1/4组件。均匀化的少群数据及因于应确保反应率和l节块表面的中子注量率保持守恒。节块程序应把热工水力的反馈效应包含到截面计算中。对于压水堆，通常采用简单模型就足以满足要求。简单模型中，通道之间不考虑横流。假设不存在过冷或

27、整体沸腾，根据积分功率输入，计算出每一通道任一轴向高度上的恰值。通过关系式计算燃料温度。更复杂的计算模型能够计算出两相流和通道间横流的反馈效应，包括对燃料温度的影响。在极端的异常工况下可采用这类复杂计算模型来计算堆志特性。3. 9. 3 沸水堆CBWR）堆芯物理计算方法沸水堆稳态物理分析计算一般包括三步：截面库的生成、组件栅格计算和堆芯节块计算。图3给出了分析计算步骤以及各步间的相互关系。分析计算首先是利用“通用”的沸水堆能谱把评价数据系处理成平均数据系，生成多群常数。这些数据系一般由40200个能群组成。多群组件栅格计算采用细致的空间网格进行二维输运理论计算。除附加成分，计算过程般包括三步：

28、多群棒栅元计算、组件栅格计算幸n同位素燃耗计算。棒栅元的均匀化应使棒栅元的重要物理特征保持守恒。通常棒栅元计算和l纽件栅格计算都基于输运理论。组件栅格计算采用的能群数从少至6群到多达截面库所包含的群数。应对核密度随时间变化的那些重要同位素，包括生成的裂变产物进行燃耗计算。组件栅格计算得出的截面数据应作为节块计算的输入数据。对含有类似于控制棒的具有不同热工一水力变量和几何结构的区域进行组件栅格计算。每一热工水力变量的取值都应考虑到堆芯运行的预期范围。对堆芯或堆芯的一些对称区域进行三维空间的节块计算。节块程序把热工水力的反馈效应包含到截面计算中并直接给出节块内钢系元素、主要裂变产物和可燃吸收体的同

29、位素；燃耗。绝大多数程序采用“宏观”燃耗模型（以燃耗深度、空泡份额、燃料温度、控制棒插入深度等为变量的参数化宏观截面），对l日I、l币Xe矛nc必要时）i1Pm矛ll11Sm需单独处理。用于堆芯计算的流量分布，不管是作为输入数据还是作为中间变量，院使堆芯所有流道的压阵保持相等。应准确模拟所有压降的影响和l存在的局部空泡e3. 9. 4 液态金属堆（LMR）堆芯物理计算方法EJ/T 1014一2005液态金属堆的物理分析计算应采用恨细致的能群结构。国4给出了分析计算步骤以及各步间的相互关系。分忻计算首先是把评价数据系处理成平均数据系，生成多群常数。应通过使用下述两种方法中的一种生成包含50250

30、个能群的多群常数。第一种方法（或“超细能群”）把能量区间分成大量的超细群（2000或更多的能群），以至于每个超细群内的截面变化恨小。如此细小能量问隔内平均出的“平滑”多群常数已经能够把宽共振直接表示出来，而窄共振需要提出来利用“窄共振近似”单独处理。无限介质的超细群能谱由典型的快堆成分计算出来。通过详细的平滑反应率、共振反应率以及超精细群能谱生成多群常数。第二种方法，采用屏蔽因子法生成多群常数。此方法首先是把评价数据系处理成与应用无关的平均数据系。此数据系包含平均截面数据（按典型的快堆能谱进行平均）和与能群有关的共振自屏因子表，该自屏因子与温度和培芯成分有关。利用群平均截面丰u自屏因子表生成的

31、截面数据己适当考虑了共振自屏。由于在大多数快堆中，中子平均自由程远大于燃料棒的直径，非均匀效应不重要。然而，其非均匀修正通常也用于组件栅元的精确计算。对于给定的棒栅元儿何体，应在精细能群网格上进行积分输运计算，用“超细群”方法评估非均匀效应。在屏蔽因子法中，对于特定成分和温度，在应用有关截面的制作过程中，应考虑共振屏蔽截面的非均匀效应。应对典型反应堆材料的几何布置进行简化。对堆芯的各个区域，假设其材料成分和中子能谱近似保持不变，推导出少群截面。采用三维节块（或有限差分）扩散理论进行反应堆计算，确定反应性、中子和光子的反应率及其注量率分布e一般可通过r-z、x-y或三角几何体的二维输运程序获得输

32、运修正。对于液态金属堆的物理分析，目前越来越多地使用三维输运程序（确定性方法和蒙特卡罗法）。把一个燃料循环时间作为一个时间步长或把它分为多个时间步长，利用每个步长每个子区域内的平均反应率，对每一反应堆区域直接进行燃起计算。这些平均反应率是利用计算出的步长起点和终点的三维注量率计算出来的。应由分析者确定燃耗方程和l擅变反应中须考虑的同位素。燃耗计算是对径向每个组件均匀化模型进行的，组件内每个燃料棒的功率密度和同位素成分是利用再造的多项式（组件内）方程来确定的。3. 9. 5 重水堆CHWR）堆芯物理计算方法重水堆物理分析计算首先是把评价数据系处理成平均数据系，生成多群常数。图5给出了分析计算步骤

33、以及各步间的相互关系计算步骤一般从局部计算开始，然后将问题处理成全堆的少群多维计算。局部计算要考虑详细的中子注量率能谱和详细的儿何描述。局部计算应该用输运理论的栅格程序，它的输出直接作为全堆多维计算的输入。该计算通常采用扩散理论。求解过程中一般还采用一些经验作法。栅格计算要对所有的相关条件进行，如比燃耗、温度、密度等。栅格计算通常需要按一定町间周期重新进行，以考虑燃耗引起的同位素核密度的变化效应。重水堆的一些特性需进行多组件计算（有时称为超栅元计算），这是因为在栅格的不同成分之间存在很强的相互作用以至于无限均匀栅格假设不能精确计算出能谱的空间分布。对于稳态和某些情况下的动态计算，可直接采用栅格

34、程序（通常二维）或单独的辅助的输运或扩散程序（通常三维）进行超栅元计算。作为辐照函数的全堆二维或三维中于注量率和I功率分布可用扩散或堆芯程序计算得出，或者计算出在典型辐照下的上述分布。典型辐！菁、F的计算采用假定的截面，该截面是利用连续换料情况F辐照平均的反应率给出的。必要时，对于堆芯的不同材料成分，可把无限栅格WG超棚元计算中得出的均匀化截面或有关参数（如扩散系数）拟合成比燃耗和（或）其他独立变量的函数。3. 9. 6 高温气冷堆CHTGR）堆芯物理计算方法EJ/T 1014-2005 高温气冷堆的物理分析计算首先是把评价数据系处理成平均数据系，生成多群常数。图6给出了分析计算步骤以及各步间

35、的相互关系。多群常数输入到单位栅元或组件栅格计算程序中，生成少群数据。栅元计算应考虑颗粒的自屏效应。应利用少群数据、几何尺寸、装料方案和运行数据进行堆芯物理计算。此计算可从简化的点堆计算开始，然后利用二维和三维有限差分或节块法，求解堆芯几何体的扩散方程。在确定注量率不利因子和处理控制棒、可燃吸收体的边界区域以及存在各向异性扩散、强中子吸收体或泄漏的不同情况下，应采用输运理论。应在空间分区足够小的条件下，对堆芯整个寿期，计算燃料、可转化材料、可燃吸收体和裂变产物的燃耗。可采用基本点堆模型确定燃料循环的装料方案，而后进行二维和三维的燃耗计算。在燃耗计算中的堆芯泄漏是用与能群有关的泄漏进行修正的，其

36、能量范围直到裂变源的上限，以减少由于能谱随燃耗变化而造成的偏差。需要时应考虑截面随时间和温度的变化。4 计算系统的验证4. 1 总要求验证是对已计算出的状态变量的不确定性作出最佳评估。计算中，各种因素都会对问题的最终结果产生影响，本标准要求验明各种因素对最终结果影响的大小和重要性。计算系统的验证普遍采用两种方法，它们互为补充：a）逐步验证，对计算中的每一组成单元或原理，作细致的逐步验证，以确保最终结果的有效性，并证明计算系统有比较宽的适用性：b）最终整体结果的验证，把计算系统（包括数据和方法）作为一个整体来验证。这种验证方捷由于误差抵消的可能性，从而限制了外推有效范围。逐步验证会频繁地涉及在相

37、同模型下同更细致的计算作比较，通过比较应证明二者差别不重要，或者二者差别只需在精确度估计中考虑。如果在极相似系统上以前作过这方面验证井形成文件，则可以引用在测验计算系统的某些部分时，可以引用一些基准问题作为比较样本。建议根据4.2介绍的两种方法进行计算系统的整体验证并应至少采用两种方法中的一种。根据待验证计算系统得到的结果和可采用的实验结果作相关比较，确定二者在有限应用范围内的符合程度。在缺少实验结果的情况F，可用更精确模型的计算来代替实验验证。用于相关比较的结果宜包括待验证计算系统的全部信息类型（如反应率的空间分布）。经验证确定的应用范围可以外延，但这种外延应限制在预期结果是光滑变化的物理条

38、件下。如果外延区域出现新的物理现象，则应用范围不能外延。4.2 最终整体结果的验证4.2. 1 同实验数据的比较计算系统得到的最终结果应与广泛的实验结果作比较，实验结果包含的范围应覆盖应用范围，以降低最终结果的不确定性。在同实验数据进行比较时，应将计算系统给出的结果变换为最终使用所要求的形式。如果某一实验特性需要开展不同的模拟实验，对此应予以证明，并建议对附加的任何不确定性都按实验不确定性所造成的偏差进行处理。4.2.2 同更精确计算的比较在验证时，有时应用范围内无合适的实验数据可采用，此时计算系统可以同更精确的计算模型作比较，以降低最终结果的不确定性。这里所述的更精确计算模型应是依照本标准已

39、经验证的，而且应尽可能优先采用经过广泛检验的版本。这种方法只是验证计算系统的某些有限方面，它恨难给出定量的不确定性。但在没有实验数据的情况下，采用更精确模型进行验证仍是一种有用方法。8 EJ/T 1014-2005 4.3 精确度的估计在数据比较所覆盖的范围内，由待验证计算系统得到的结果与实验数据或更精确模型的计算结果进行比较，确定计算系统的偏差和不确定性，并且指出这种不确定性的置信度。物理量的最佳估计应是按要求对测量偏差和（或理论偏差修正后的计算值，不确定性的最佳估计应包括由富集度、成分、密度以及其他工程状态变量公差引起的不确定性容差，还包括由数据比较中得到的相关性引起的不确定性容差。这些不

40、同来源的误差应适当地组合，以估计出综合误差及其置信度。当应用范围外延时，不确定性估计还应附加一增量，以反映数据比较的不确定性、外推的程度以及附加现象对结果的影响。在进行上述不确定性分析中，应采用常规的统计方法。4.4 积分实验的质量保证应为用作计算系统验证的实验装置以及积分实验制定质量保证程序，并规定完成这种积分实验的准则以及实验报告的编写规范，使验证工作更为可靠和适用。5 文件应编写计算系统的验证报告，其内容包括：a）计算系统的描述，包括模型、方法、截面数据以及检验步骤等：b）所采用的实验数据和用更精确计算方法得到的结果都应经鉴定后才能引用，而且应明确说明比较的是哪些参数和结果：c）说明应用

41、的范围：d）对每一应用范围，应说明计算系统的偏差和不确定性，以及估计误差和置信度的方法。文件应完整并可以公开得到或索取得到。因涉及专有技术而被删去的部分，建议给予说明。对于范围限定的一些计算，例如换料设计、堆芯运行跟踪，在验证文件中可以适当引用现有的一些验证报告以满足上述要求，但在计算结果的报告中应至少包括本章c）和d）的内容。9 mr4ohllMOOU 0 4 经处理的连续数据反1也难物理计算少群数据应用手言关的平均（多群）数据应用无关的平均（多群）数据评价数据际准适用范i刽本标准适用范围图1评价数据系多群常数J二维组件栅格计算（几个组件）樵芯计算20, 3D lD, 2D 节块有限差分图2

42、PWR物理计算流程图评价数据系多群常数二维组件栅格计算（几个组件雄；5计算30节块图3BWR物理计算流程图EJ/T 1014-2005 l EJ/T 1014一2005评价数据系多群常数非均匀化修正（棒栅元计算，积分输运理论）少群常数注量率计算和（或）燃耗计算3D 节块20, 3D 有限羞分图4LMR物理计算流程图评价数据系多群常数栅格程序10和2D.”.h 晶. 多组件输运或扩散程序扩散程序2D或3D图5HWR物理计算流程图EJ/T 1014-2005 13 EJ/T 1014一200514 评价数据系多群常数多群单位栅元计算扩散计算20, 30 输运计算与时间有关的注量率和功率分布圈6HTGR物理计算流程图的CON22户J