数值反应堆多物理耦合分析不确定度量化方法研究

High fidelity numerical reactors multi-physics coupling analysis and its uncertainty quantification (UQ) are two important cutting-edge research topics in the international community of nuclear reactor analysis. Based on the multi-physics coupling numerical reactor technologies, this project covers the whole range of uncertainty source including nuclear data, design parameters, computational model, numerical methods and experimental measurements. Many advanced mathematical methods for uncertainty quantification including Bayesian theory, sensitivity analysis method, sampling statistical method and surrogate model method will be studied to establish a comprehensive UQ method for the numerical reactor. The proposed method will be used to quantify the uncertainty in reactor physics, thermal-hydraulics, burnup calculation and their coupling process. The propagation mechanism will also be studied. Afterward, the proposed method will be applied to nuclear reactor design and safety analysis to reduce the uncertainty and enhance the economics of nuclear reactors. This project innovatively makes full utilization of the advance mathematical theory to the whole process of high fidelity numerical reactors, which will not only have important theoretical significance to the numerical reactor technologies, but also contribute to the next generation nuclear reactor design methods.

高保真数值反应堆多物理耦合分析和不确定度量化方法是目前国际核反应堆分析领域内的学术前沿，本项目以高保真多物理耦合数值反应堆技术为基础，全面考虑包括核数据、设计参数、计算模型、数值方法和实验测量等不确定度来源，充分利用贝叶斯理论、敏感性分析方法、抽样方法及代理模型方法等先进数学统计方法，建立适合于数值反应堆多物理耦合分析的不确定度量化方法，量化核反应堆安全分析中的堆芯物理计算、热工水力计算、燃耗计算的不确定度传递过程，并探索该方法在核反应堆设计与安全分析中的应用，为降低安全分析不确定度、提高核反应堆经济性提供数据支撑和理论依据。本项目首次将先进的数学方法应用于核反应堆高保真模拟的全过程不确定度量化分析中，不仅对于完善数值反应堆技术具有重要的理论创新意义，同时也对下一代核反应堆设计分析方法具有重要的工程应用价值。

本项目针对我国先进核能发展对于高保真数值反应堆技术的重大需求，以高保真多物理耦合数值反应堆技术为基础，全面考虑包括核数据、设计参数、计算模型、数值方法和实验测量等不确定度来源，充分利用贝叶斯理论、敏感性分析方法、抽样方法及代理模型方法等先进数学统计方法，建立了适合于数值反应堆多物理耦合分析的不确定度量化方法；首次提出了面向协方差的核数据抽样方法，大大减少了不确定度量化的计算量，使得高保真数值反应堆的不确定度量化成为可能；在国际上率先给出了高保真数值反应堆瞬态计算的不确定度，为OECD/NEA不确定度量化工作组提供了参考结果；同时系统量化了核反应堆分析中的堆芯物理计算、热工水力计算、燃耗计算的不确定度传递过程，并探索该方法在核反应堆设计与安全分析中的应用，为降低安全分析不确定度、提高核反应堆经济性提供数据支撑和理论依据。本项目开创了国内数值反应堆不确定度量化的先河，在国际上产生了重要影响力，主要成果支撑了国家技术发明二等奖，出版英文专著2部，发表SCI论文20余篇，获授权发明专利13项，研究成果不仅对于完善数值反应堆技术具有重要的理论创新意义，同时也对下一代核反应堆设计分析方法具有重要的工程应用价值。