【摘 要】
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反应堆物理计算和堆芯安全分析的每个环节都存在一定的不确定度。随着反应堆数值方法和模型的持续改善,核数据已成为堆芯计算结果不确定度的主要来源。本文着重研究了统计抽样不确定性分析方法,采用直接数值扰动法来进行对比和验证,并对第四代反应堆进行了核数据敏感性与不确定性分析研究。首先,针对于在有限样本情况下,统计抽样法抽取的样本协方差与真实协方差不一致的问题。本文采用高精度抽样法（HPS）,能去除相关变量之
【基金项目】
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国家自然科学基金项目（11875128）； 快谱及混合谱堆芯物理计算不确定度分析研究项目；
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反应堆物理计算和堆芯安全分析的每个环节都存在一定的不确定度。随着反应堆数值方法和模型的持续改善,核数据已成为堆芯计算结果不确定度的主要来源。本文着重研究了统计抽样不确定性分析方法,采用直接数值扰动法来进行对比和验证,并对第四代反应堆进行了核数据敏感性与不确定性分析研究。首先,针对于在有限样本情况下,统计抽样法抽取的样本协方差与真实协方差不一致的问题。本文采用高精度抽样法（HPS）,能去除相关变量之间的相关性,获得高质量的样本空间。基于该方法理论,开发了快堆核数据敏感性与不确定性分析程序SUFR,并将SUFR计算的不确定性结果与直接数值扰动法进行对比,结果显示本文采用的高精度抽样法是正确的,使用该方法进行核数据不确定性分析是合理可行的,为研究核数据不确定性对堆芯重要参数不确定度结果的影响提供了方法和程序。其次,对反向抽样法结合高精度抽样法计算敏感性系数进行了研究,通过与传统抽样法和直接数值扰动法进行比较,表明该方法具有较高的精度,可分析高阶效应影响。最后,采用高精度抽样法开发的SUFR程序基于ENDF/B-Ⅶ.1评价核数据库对铅基快堆RBEC-M和钠冷快堆MET-1000堆芯重要响应参数进行了敏感性与不确定度分析,计算的响应量包括keff、钠空泡效应、多普勒系数、控制棒价值、动力学参数及功率分布。分析了这两个快堆堆芯物理计算中不确定度的来源,详细量化重要核数据不确定度对堆芯计算的重要响应参数引入的不确定度水平,并针对MET-1000的重要响应参数不确定度结果与公开发表的结果进行了对比。数值结果显示,238U的非弹性散射截面对MET-1000和RBEC-M的keff不确定度贡献最大,238U、239Pu、56Fe和冷却剂材料核素是keff不确定度的主要贡献核素,堆芯keff的总的相对不确定度分别为1.058%和1.167%,其它堆芯重要响应参数的不确定度结果与参考结果较一致。通过以上验证,本文建立的基于高精度抽样理论的快堆敏感性与不确定性分析程序SUFR,计算结果同国内外同类软件精度相当,并且能够应用于快堆堆芯物理计算敏感性和不确定性的大小计算。
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