核动力反应堆稳态中子学分析方法编制说明

能源行业核电标准

核动力反应堆稳态中子学分析方法

编制说明

（征求意见稿）

标准编制组

2024年5月

核动力反应堆稳态中子学分析方法

一、任务来源及计划要求

本标准按照国家能源局2023年9月25日下发的国能综通科技〔2023〕111号《国

家能源局综合司关于下达2023年能源领域行业标准制修订计划及外文版翻译计划的

通知》的要求进行修订。本标准的项目编号为：能源20231055。

本部分修订由中国核动力研究设计院、中广核研究院有限公司、上海核工程研究

设计院股份有限公司实施，计划于2024年6月30完成本项目草案深度编制工作。

二、标准编制组简介

为了顺利完成本部分的编制工作，中国核动力研究设计院成立了“核动力反应堆

稳态中子学分析方法”核电标准编制组，编制组成员情况如下：

序号姓名单位职务/职称负责编写内容

1王连杰中国核动力研究设计院研高全文

2张宏博中国核动力研究设计院高工全文

3张斌中国核动力研究设计院高工全文

4赵文博中国核动力研究设计院研高全文

上海核工程研究设计院有限

5杨波研高全文

公司

上海核工程研究设计院有限

6王丽华研高全文

公司

上海核工程研究设计院有限

7杨伟焱研高全文

公司

8赵常有中广核研究院有限公司研高全文

9位金锋中广核研究院有限公司高工全文

1

三、编制原则

本部分主要参考新版ANSI/ANS-19.3-2022"Steady-StateNeutronicsMethodsfor

theAnalysisofPowerReactors"和ISO18075"Steady-stateneutronicsmethodsfor

power-reactoranalysis"的相关内容，同时结合我国现行NB/T20102—2012“核反应堆

稳态中子反应率分布和反应性的确定”，根据当今核反应堆中子学计算方法模型、不

同堆型具化实现以及验证确认方法的发展水平，进行了标准修订。

四、编制过程

1、成立标准修订工作组，分解工作任务、文件收集和调研分析、明确标准编制

的进度控制。

2、调研国内外相关标准进展。标准修订工作组调研了ISO、ANSI和NB等最主

要国内外权威核能组织的相关标准更新进展情况，梳理了其相关技术要求条目。

3、修订草案编制。根据上述研究结果逐条分析原标准内容的适应性与修改的必

要性、修改的方法和修改后的内容，获得修订后的标准草案。

4、草案在工作组的充分讨论与确认。就修订后的草案，工作组逐条确认修改是

否必要、修改是否满足最新的标准要求、是否体现现今技术发展水平。最后形成送审

稿。

五、主要技术内容的说明

在本部分代替NB/T20102—2012“核反应堆稳态中子反应率分布和反应性的确

定”，主要技术内容详述如下：

1)标准名称

更改为“核动力反应堆稳态中子学分析方法”，以准确覆盖标准中关于中子注量

率分布计算、燃耗计算等方面的内容。

2)范围

调整了逻辑结构，新增了“随燃耗时间变化的核素成分”内容。将适用堆型精确

限定为“UO2燃料类型现役商用核反应堆”。

3)术语和定义

2

新增了“英文缩略词”、“细群”、“超细群”、“实验数据”、“计算方法”、

“时均模型”、“集总伪裂变产物”、“反应率”、“反应性”等定义。

对原有定义“平均数据库”、“少群”进行了完善，使之更为准确。

补充了“数据库”的英文术语“dataset”。

调整了各术语之间的相对位置，以匹配它们之间的逻辑关系。

4)计算方法概述

将“应”调整为“可”，以体现其推荐性。

为各步骤增加小标题，以使表述更清晰。

“能谱计算”步骤中增加关于能群和空间分布的描述，使之匹配现今精细化计算

方法。

“燃耗计算”采用与新版ANSI/ISO匹配的更准确表述。

5)计算中考虑的条件

新增控制棒形状及其燃耗、可燃或可溶中子吸收体空间分布、可溶中子吸收体历

史等重要考虑因素。

补充需要考虑温度空间变化的要素，删除原有仅针对燃料温度的表述。

6)基本数据

补充核评价数据库的主要类型。

7)栅元和超栅元的选择

将“应”调整为“可”，以体现其推荐性。

8)栅元环境

除温度修正外，补充显式考虑温度分布的方案，使之匹配现今精细化计算方法。

9)中子输运模型

根据现今输运方法发展情况，新增了确定论方法类型；将蒙特卡罗方法拓展到“也

用作主流计算应用”。

对于模型适用性证明举例，采用与新版ANSI/ISO匹配的更准确表述。

10)归并为少群与空间均匀化

标题体现“空间均匀化”内容，使之覆盖环节更全面；并补充完善与“空间均匀

化”有关的技术内容。

新增与燃耗计算相关的截面归并要求。

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11)反应性、反应率和中子注量率分布的计算

标题体现“反应率”计算内容，使之覆盖环节更全面。

修改关于keff的文字描述，以更符合文字逻辑与表达习惯。

根据现今方法模型发展情况，新增了确定论方法类型，并对蒙特卡罗方法进行了

更准确的限定。

“不确定性和假设”中新增截面均匀化、截面参数插值或拟合的近似。

新增关于假设或近似超出划定范围时的处理要求。

12)燃耗计算

根据现今方法模型发展情况，去除关于“栅元”的描述。

新增对(n,xn)反应的燃耗计算要求。

13)普遍采用的计算方法概述

将“重水堆（HWR）”的表述调整为“加压重水堆（PHWR）”。

调整CANDU或先进CANDU堆与PHWR的文字逻辑关系。

新增对方法模型精度检查确认的要求。

14)压水堆(PWR)堆芯物理计算方法

根据现今方法模型发展情况，将组织逻辑分为“生成截面库”、“组件栅格计算”、

“堆芯计算”三部分。并据此调整各部分的表述，使之匹配当前计算方法技术状态。

15)沸水堆(BWR)堆芯物理计算方法

根据现今方法模型发展情况，同时匹配新版ANSI/ISO标准表述，对计算方法要

求进行了补充和细化。

16)液态金属堆(LMR)堆芯物理计算方法

根据现今方法模型发展情况，对计算方法进行了补充和细化。对均匀化内容进行

了补充说明。

17)加压重水堆(PHWR)堆芯物理计算方法

将“重水堆（HWR）”的表述调整为“加压重水堆（PHWR）”。

新增产生均匀化截面的四种计算方法及其特点。

18)高温气冷堆(HTGR)堆芯物理计算方法

补充了分析计算的详细描述。

补充了截面库数据的计算过程说明。

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19)计算系统的验证和确认概述

补充“超栅元程序”作为计算系统可能的组成部分。

20)验证：

对于栅格程序、联接程序、反应堆堆芯程序的验证，根据新版ANSI/ISO标准表

述，采用了更精确的表达方式。

21)确认：

根据新版ANSI/ISO标准表述，采用了更精确的表达方式。

新增整体测试中对“制造尺寸”的考虑要求。

22)确认：程序间对比

根据新版ANSI标准，新增“程序间对比”章节，阐述程序间对比的方式和要求。

23)偏差和不确定性

新增对于“给出不确定性的置信度”的要求。

补充对于超出论证范围时不确定性估计附加增量的说明。

24)附录A

根据PWR、BWR、LMR、PHWR、HTGR的最新算法流程，重新绘制各堆型计

算流程图。

六、与现行法规、标准的关系

本标准是NB/T20102—2012“核反应堆稳态中子反应率分布和反应性的确定”

的修订版本。

七、重大分歧意见的处理经过和依据

无。

八、参考资料清单

下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期

的版本适用于本文件。凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）

适用于本文件。

NB/T20102—2012核反应堆稳态中子反应率分布和反应性的确定

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ANSI/ANS-19.3-2022St