基于VENUS-III国际基准模型的JMCT程序验证

基于自主研制的三维中子-光子耦合输运蒙特卡罗通用程序JMCT（J Monte Carlo Transport Code）,采用连续点截面,对国际基准屏蔽VENUS-III模型开展精细建模和中子输运临界及屏蔽计算.临界计算得到系统k_eff、重要区域的通量及能谱.结果表明,JMCT和MCNP程序的重要区域体通量计数吻合较好,偏差均在1%以内.深穿透屏蔽计算采用外源模式,点探测器计数,JMCT计算值与实验测量值偏差在15%以内,满足屏蔽设计对误差的要求.初步验证了JMCT程序临界及屏蔽计算的可用性.     

JMCT软件的自动源偏倚抽样功能及其应用

介绍JMCT（J Monte Carlo Transport）软件的多群中子伴随输运功能以及基于伴随通量的自动源偏倚抽样功能.对某商用压水堆屏蔽模型的模拟计算表明,采用自动源偏倚后,JMCT的模拟结果与实验值符合较好,比MCNP程序采用几何重要性方法的计算效率大幅提高.     

蒙特卡罗输运模拟软件JMCT的深穿透屏蔽计算

核设施辐射屏蔽计算,由于其大规模计算及深穿透等特性,一直是蒙特卡罗方法工程应用的难点之一。采用我国自主研发的三维中子-光子蒙特卡罗粒子输运模拟软件JMCT,结合可视化建模工具JLAMT,对OECD国际基准例题Winfrith Iron/Water Benchmark Experiment(ASPIS)两例实验装置进行建模与计算分析, 并将计算结果与实验值及MCNP计算值进行对比。结果表明,JMCT计算值与MCNP计算值符合较好,其中Winfrith Iron Benchmark Experiment(ASPIS)最大偏差不超过7%,平均偏差1.3%;Winfrith Water Benchmark Experiment(ASPIS)最大偏差小于20%,平均偏差小于10%,证明了JMCT在屏蔽计算以及深穿透问题的可靠性与工程应用性。     

国和一号(CAP1400)首循环堆芯启动物理试验高保真模拟分析北大核心CSCD

为了避免启动物理试验参数预测值不准确,影响电厂调试启动,可利用数值反应堆对启动物理试验参数进行精准预测。使用CAP1400数值反应堆系统中的蒙特卡罗粒子输运程序JMCT、确定论高保真模拟程序NECP-X及先进中子学程序SCAP-N,对CAP1400反应堆首循环堆芯进行建模,开展启动物理试验高保真模拟。数值结果表明,以JMCT程序为参考,NECP-X程序与SCAP-N程序对于灰棒组价值的绝对计算偏差在±8×10^(−5)以内,对于黑棒组价值的相对计算偏差在±3%以内,对于黑棒总价值的相对计算偏差在±1%以内,对于组件相对功率分布的相对计算偏差在±2.5%以内,各程序计算结果符合得很好,可有效支撑反应堆的调试启动过程。     

JMCT程序临界安全基准校验计算与分析

JMCT程序是北京计算数学与应用物理研究所自主开发的蒙特卡罗方法粒子输运计算程序。从国际临界安全实验数据库中选取棒栅类、U系、Pu系、233U系实验方案对JMCT程序进行验证,验证涵盖了常见裂变元素（如U,Pu等）从低富集度到高富集度的快、热能区,同时也包含了常见的中子毒物以及反射层材料。将JMCT程序的计算结果与基准实验值进行对比,并且与MCNP,MONK程序的计算结果进行了比较。结果表明,在检验的范围内,JMCT程序具有与国际通用蒙特卡罗方法粒子输运程序一样良好的计算精度。     

JMCT的高浓铀模型验证计算北大核心CSCD

为了对JMCT程序的准确性和适用性进行验证,从国际临界基准库中选取了56个模型,通过使用JLAMT程序进行建模,然后利用JMCT程序计算了模型的有效增殖因子,并与基准值、MCNP程序计算结果进行对比。计算结果表明,JMCT计算值基本都在基准值的3倍标准差以内,且JMCT计算结果和基准值的相对偏差基本都在2%以下。在一定程度上验证了JMCT程序的准确性和适用性,为后续JMCT程序的使用验证提供借鉴。     

JMCT在CPR1000工程设计中的验证与确认

CPR1000系列反应堆是目前国内广泛应用的第二代压水堆型号之一，蒙特卡罗程序在CPR1000系列反应堆的验证与确认是该程序实现反应堆工程设计应用的关键环节。基于某CPR1000机组实际参数，使用由国内单位研发的蒙特卡罗程序JMCT在该机组开展了粒子输运建模计算，分别进行了临界计算和固定源计算，并进行了验证与确认。对于临界计算，采用JMCT建立了全堆芯pin-by-pin模型，计算了堆芯有效增殖因子和功率分布。对于固定源计算，建立适用于屏蔽分析的反应堆模型和辐照监督管精细结构模型，计算了两个核电机组多个循环的辐照监督管探测器位置累积快中子注量。通过将JMCT的计算结果与参考程序的计算结果、反应堆实际测量值进行了对比，验证了JMCT程序在CPR1000反应堆工程设计中的实际使用效果，证明了JMCT程序具备工程级的计算精度。     

蒙特卡罗临界计算全局计数效率新算法研究

为提高蒙特卡罗临界计算时全局计数的整体效率, 对比分析了新提出的均匀计数密度算法、均匀径迹数密度算法和原有的均匀裂变点算法. 以大亚湾核反应堆pin-by-pin模型的全局体平均通量计数和中子沉积能计数为例, 前两种算法较均匀裂变点算法都获得了整体效率的提高. 上述算法已经在自主开发的并行蒙特卡罗输运程序JMCT上予以实现.     

神光Ⅲ主机装置内爆中子和伽马辐射特性的数值模拟

采用三维中子-光子耦合输运蒙特卡罗程序JMCT,对神光Ⅲ主机靶场进行精细几何建模,使用该模型通过计算获得了DD内爆聚变中子及伽马射线在靶场环境的空间分布以及能谱和飞行时间谱。根据计算结果对散射中子和伽马射线的特性进行了讨论,并定量分析了散射中子噪声和伽马噪声分别对下散中子产额测量和高能X射线照相的影响。研究结果表明:必须进行有效的辐射屏蔽设计才能使下散中子产额测量和高能X射线照相的信噪比优于10。     

神光Ⅲ主机装置内爆中子和伽马辐射特性的数值模拟北大核心CSCD

采用三维中子-光子耦合输运蒙特卡罗程序JMCT,对神光Ⅲ主机靶场进行精细几何建模,使用该模型通过计算获得了DD内爆聚变中子及伽马射线在靶场环境的空间分布以及能谱和飞行时间谱。根据计算结果对散射中子和伽马射线的特性进行了讨论,并定量分析了散射中子噪声和伽马噪声分别对下散中子产额测量和高能X射线照相的影响。研究结果表明:必须进行有效的辐射屏蔽设计才能使下散中子产额测量和高能X射线照相的信噪比优于10。     

基于JLAMT可视化建模的JMCT模拟计算

JMCT是中国工程物理研究院高性能数值模拟软件中心粒子输运团队自主研发的三维蒙特卡罗模拟软件,JLAMT为其前处理可视化建模工具。使用JLAMT和JMCT程序对BW,KRITZ,BEAVRS等系列基准题进行了模拟,并对有效增殖系数及计数功能进行了对比分析。其中有效增殖系数计算结果与MCNP5的最大偏差为KRITZ2装载方案19基准题的89.1 pcm,除BEAVRS基准题外的计数结果与MCNP5的偏差基本小于2%,平均偏差在1%左右;BEAVRS基准题功率分布模拟结果与MCNP5及实测值最大偏差分别为7.06%,16.6%,控制棒价值计算与MCNP5及实测值均吻合较好。,     

JMCT程序在线多普勒展宽研究

在核反应堆堆芯物理分析中, 考虑燃料核素的多普勒效应对反应性的影响是必要的. 基于最小二乘拟合法, 在自主蒙特卡罗粒子输运程序JMCT中开发了在线多普勒展宽功能. 在300-3000 K的温度范围内, 利用核数据处理程序(NJOY)制作了系列温度点下的连续能量核数据. 在统一的能量网格上, 进行最小二乘拟合, 得到拟合参数. JMCT利用这些拟合参数, 快速计算得到任意温度的核数据, 用于输运计算. 计算结果表明, 拟合得到的核数据与NJOY制作的核数据符合很好, 满足精度要求. JMCT临界模型计算结果表明, 拟合参数计算有效增殖因数k_eff与直接采用NJOY加工得到核数据的计算结果吻合.     

基于JMCT软件的中子活化数值模拟程序的开发和检验北大核心CSCD

中子活化产物和辐射特征的数值模拟程序是研究材料活化效应的重要工具。在JMCT软件的基础上开发了具备材料中子活化效应模拟能力的数值模拟程序,并将其命名为“中子活化数值模拟程序”,旨在将其应用于军控核查、核安全等领域的研究中。对该程序在核弹头内部中子输运和活化计算的准确性进行了验证,发现该程序对核弹头内部中子输运和活化的计算精度优良。利用该程序研究了混凝土地面核素在裂变核材料的裂变中子辐照下的活化效应,计算结果进一步验证了中子活化数值模拟程序的功能。     

用时序探测事件模拟提升中子多重性计算效率

提出基于时序处理探测事件的中子多重性计数统计方法。在JMCT粒子输运数值模拟程序的基础上研发了用于统计中子多重性计数的专用数值模拟程序JMCT_NMC，实现在线的中子多重性计数模拟功能。展示了利用中子多重性计数算例检验程序，比较了JMCT_NMC与传统算法计算时间消耗的结果。时序探测事件处理方法不需大量存储粒子信息，在解决中子多重性计数模拟受内存限制问题的同时，提升了计算效率。在JMCT_NMC程序中，时序探测事件模拟手段在探测器关联事件模拟、本底分析等领域还有着更广泛的应用前景。     

蒙卡中子输运程序JMCT和子通道热工水力程序COBRA-EN耦合计算

介绍了中子输运蒙特卡罗方法与热工水力耦合计算的流程。开发了一套蒙卡中子输运程序JMCT和子通道分析程序COBRA-EN耦合接口。通过33棒束模型的计算展示了考虑耦合计算和不考虑耦合计算的差异,论证了耦合计算在反应堆分析中的重要性。通过对反应堆组件的模拟计算,测试了耦合计算的正确性。最后分析了蒙卡计算的统计涨落和迭代计算过程中收敛标准的关系,讨论了蒙卡中子输运和热工水力耦合过程中收敛标准设置的方案和可行性。     

快堆中子学计算程序NECP-SARAX的改进与验证

NECP-SARAX是西安交通大学NECP团队开发的用于快中子反应堆的中子学程序系统。为准确处理快中子反应堆中中等质量核素散射共振以及非弹性散射导致的复杂的中子慢化效应,SARAX程序最初采用连续能量的蒙特卡罗方法计算中子能谱从而获得堆芯计算使用的有效多群截面。由于蒙特卡罗程序计算效率低,且在低能量段统计偏差较大,提出采用基于点截面的超细群方法计算中子慢化能谱,避免了蒙特卡罗方法产生参数时存在的缺陷。堆芯计算采用多群中子输运,通过优化简化几何建模,改进了程序的实用性。采用多种微扰方法计算堆芯各种反应性系数,提出了基于中子输运微扰理论的虚拟密度方法以计算堆内组件变形导致的反应性变化。在进行堆芯瞬态计算时,采用了点堆和改进准静态两种方法,可用于一般快堆和快谱ADS的典型事故分析。OECD发布的一系列快堆基准题测试表明,SARAX程序在快堆计算中具有良好的精度,达到了与国外著名快堆程序相当的水平。有效增殖因子与连续能量的蒙卡计算结果相比偏差在300 pcm以内。同时,由于引入了虚拟密度理论和三维时空动力学模型,程序功能更加完善,可以更好地满足快堆工程设计的需求。     

蒙特卡罗粒子输运程序JMCT研制

介绍了具有自主知识产权的蒙特卡罗(MC)粒子输运程序JMCT的初步研制成果。JMCT基于三维组合几何支撑软件框架JCOGIN,采用模块化,分成多层管理结构,可处理多群碰撞和连续能量碰撞,可进行粒子并行和区域分解并行两种并行方法,并具有良好的可扩展性和高速通信技术,同时配有可视化建模前处理软件。介绍了JMCT采用的多群物质碰撞机制,展示了程序模拟计算测试模型的结果,与MCNP程序计算结果一致。JMCT串行计算速度相比MCNP提高了约3 倍;在20 480个处理器核上模拟2109样本,并行效率可达70%。     

MCMGP3三维多群P3近似蒙特卡罗中子输运程序基准检验

三维多群P3近似Monte Carlo中子输运程序MCMGP3是为反应堆临界安全计算设计的,它是从连续点截面中－－光孙耦合输运Monte Carlo程序MCNP发展而来,程序用多群截面代替了MCNP程序的连续点截面,但保留了MCNP程序的几何处理能力,计数能力和降低方差技巧及图形功能。能群数可扩展,使用宏观截面或微观截面均可,中子解分布采用P3近似和广义Gaussia求积。多个基准问题结果显示,MCMGP3程序结果与其它方法计算结果符合很好,计算还表明在同样计算精度下,MCMGP3程序的计处时间较MCNP程序少得多。此外,MCMGP3程序还实验了与WIMS程序的连算,可作反应堆全数值模拟。     

瞬发中子密度衰减法计算中子代时间

采用蒙特卡罗程序MCNP计算了西安脉冲堆中子代时间。使用MCNP程序模拟了反应堆瞬发中子通量密度衰减,基于忽略缓发中子项的点堆动力学方程计算出中子代时间。在微次临界下,研究了次临界度、源的分布、计数区域等对西安脉冲堆中子代时间计算结果的影响。计算分析表明:采用瞬发中子密度衰减法计算中子代时间时,微次临界度、源分布、计数区域等对计算结果影响都很小;误差产生的主要原因是忽略缓发中子项的点堆动力学方程并不能较好地反应瞬发中子通量密度的衰减规律。     

JMCT优化查找策略的实现

分析连续能量点截面中子输运程序JMCT中区间查找的时间复杂度.针对主能量网格,裂变释放中子数和不可分辨共振网格进行区间映射加速,并以等差和等比序列网格为例,对比分析不同散列网格的质量.最后选择寿期初与寿期中燃料棒栅元的k_∞问题进行对比测试.结果显示,对于核素数目较多的输运问题,优化查找策略具有很好的加速效果.