粒子输运方程的确定论计算方法

针对实际应用中辐射和中子输运数值模拟,讨论球一维和柱二维几何粒子输运方程确定论计算方法的研究现状,包括离散纵标、球谐函数、迭代加速、并行计算等方法.重点讨论输运计算方法所取得的若干研究进展,包括离散纵标求积组、自适应时间离散格式、本征值迭代求解方法、简化球谐函数方法、修正的子网格隅角平衡方法、灰体综合加速方法、迭代初值选取方法、输运与扩散耦合方法、基于预估校正的并行格式等.简要介绍了相关输运计算程序的研制情况,并分析输运计算方法存在的难点,提出待开展研究的内容.     

先进中子学栅格程序KYLIN-2的开发与初步验证

针对先进核反应堆中结构复杂的燃料组件,中国核动力研究设计院开发了先进中子学栅格中子学程序KYLIN-2,该程序采用子群方法进行共振处理,采用特征线方法（MOC）进行复杂几何中子输运计算,并利用采用广义粗网格有限差分加速方法（GCMFD）来加速中子输运求解流程,采用基于改进预估校正临界-燃耗迭代方法（PPC）的切比雪夫方法求解复杂燃耗链,同时,为了方便用户使用,开发形成了支持复杂组件图形化建模工具和后处理显示工具。通过初步的数值检验,针对典型压水堆燃料组件,KYLIN-2具有较高的计算精度,满足工程使用需求。     

使用广义粗网有限差分方法加速中子输运特征线方法

提出广义粗网有限差分方法(GCMFD),可以使用三维任意几何形状的粗网格来加速中子输运特征线方法(MOC),同时给出确定广义粗网有限差分方法中宽度因子的方法.将广义粗网有限差分方法应用到三维特征线方法程序TCM中,若干基准题的验证表明,广义粗网有限差分方法可以使用任意形状粗网格来加速特征线方法,使用自动调整宽度因子的方法后,广义粗网格有限差分方法可以得到较好的加速效果.     

辐射与物质强耦合问题的二维输运数值模拟

分析确定性输运数值方法模拟辐射与物质强耦合问题的难点,给出在任意四边形网格上求解该类问题的简单隅角平衡算法,并应用灰体输运综合加速算法提高输运方程的源迭代收敛速度,最后给出数值例子.     

以中子作外源的假想核弹头主动探测

通过对不同入射能量的中子在假想的核弹头中的输运计算,分析了弹头中的裂变材料芯部的核裂变、各层对中子的吸收和(n,xn)反应以及出壳中子随角度的变化,论证了以外中子源(不随时间变化的外源)对弹头作主动探测的可行性.通过对14 1MeV脉冲中子源和产生的缓发中子在模型中的输运计算,分析了用脉冲外中子源产生的缓发中子探测核弹头的可行性.     

厚闪烁体内次级中子对快中子图像质量的影响研究

利用编制的快中子照相数值模拟程序(FNRSC)模拟计算了入射中子能量为14 MeV时,厚度5—300 mm闪烁体内次级中子对快中子图像质量的影响,结果表明闪烁体厚度d<50mm时,次级中子对图像的影响强烈依赖于闪烁体厚度,而当d>50 mm时,次级中子对图像的影响趋于饱和.将文献中利用蒙特卡罗中子-光子输运程序(MCNP)计算的次级中子对图像影响和文中计算结果进行了对比,给出了二者存在差异的主要原因：次级中子分布对入射中子空间分布的强烈依赖性;能量沉积和荧光输出这两种计算方法对 关键词： 14 MeV中子 快中子照相 次级中子 Monte Carlo模拟     

中子中子碰撞产生超高能中子问题模拟

ICF的聚变靶丸中,高能中子相互之间发生碰撞将导致超高能中子的产生,推导中子中子碰撞与超高能中子产生的关系,研究利用蒙特卡罗方法确定碰撞后中子速度的方法,通过求解非线性中子输运方程及对DT聚变小球中的中子输运问题进行数值模拟,研究中子与中子碰撞产生超高能中子及其与聚变中子源强的关系问题.     

裂变中子角关联分布的数值模拟

为了实现对自发裂变中子源能量、多重性和中子角关联分布的数值模拟,开发了根据裂变过程,逐步给出裂变中子多重性、能量和角分布等参数的NESF数值模拟程序,并将该程序集成到现有中子输运软件中.重点介绍我们开发的用于模拟自发裂变中子源能量、多重性和中子角关联分布的程序的背景、物理依据、程序流程,以及基于该程序开展的中子角关联分布特征与核部件特征关联的数值模拟.     

基于无结构网格单元中心有限体积法的二维对流扩散方程离散

在无结构网格单元中心有限体积法二维水流模型基础上,建立物质输运对流扩散方程离散模式.通过通量重构法和SOM(Support Operators Method),分别对输运方程的对流项和扩散项进行离散.该离散模式具有空间二阶精度,并适用于任意多边形无结构网格.通过纯对流和纯扩散算例对模型进行检验和验证,结果表明,模型能够较好地模拟物质输运的对流扩散问题.应用模型模拟瓯江河口的盐度输运,通过计算值与实测值对比,进一步检验模型.     

氘核与聚变中子耦合输运方法及应用

对加速器驱动中子发生器的数值模拟包括离子输运、聚变反应、中子输运等。由于核反应截面远低于带电粒子输运的库仑截面,且核反应平均自由程远大于靶厚度,直接蒙卡抽样难以抽到聚变反应。在MCNPX程序基础上,采用“强迫”聚变方法,即每个入射氘核必发生一次聚变反应,聚变反应处氘核的真实状态(位置、能量和方向)以抽样产生,并以此状态来确定聚变中子的出射状态,实现了氘核与聚变中子的耦合输运模拟计算。研究结果表明,该方法能够给出氘核输运对聚变中子能谱和角分布的影响,中子产额计算结果符合预期。     

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。     

BEAVRS基准模型热零功率状态的JMCT分析

使用JMCT (J Monte Carlo Transport Code)对来自MIT的全堆芯pin-by-pin精细建模的国际基准模型BEAVRS的热零功率(HZP)状态进行了模拟计算, 并与测试数据进行了对比和分析. 比较的物理量包括临界本征值、控制棒价值、反应性温度系数、轴向积分的全堆探测器测量值和不同位置四个组件轴向相对功率密度分布. HZP状态下不同控制棒位置插入和硼浓度的临界本征值计算, JMCT结果与理论值1.000 的误差小于0.2%, 控制棒价值计算结果与测量值符合. JMCT对轴向积分的探测器径向相对功率分布和四个组件的轴向归一化的探测器的计算结果与测量值进行了比较和分析, 计算结果与测量值一致, 同时清晰地展示了模型增加格架后, 轴向功率曲线在相应位置出现下凹的现象. 此外, JMCT给出了轴向积分的组件径向相对功率密度分布和轴向相对功率最大处(Z轴位置)的pin径向相对功率密度分布, 并与国际知名程序MC21结果进行了对比, 两个图像都符合得非常好. 随着计算机与并行计算的高速发展, 蒙特卡罗程序开始从传统的反应堆校验工具向反应堆设计工具转变.     

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.     

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.     

PCM软件包燃料组件弯曲模型的开发及验证北大核心CSCD

燃料组件在反应堆内受压紧力等作用会发生弯曲,该弯曲会显著改变反应堆局部位置的中子慢化。基于中广核核设计软件包PCM中的组件中子截面计算软件PINE和堆芯核设计软件COCO,开发了专门的燃料组件弯曲模型,以分析燃料组件弯曲对堆芯局部功率分布的影响,并和蒙特卡罗软件JMCT做了对比验证计算。计算结果表明,PCM软件包燃料组件弯曲模型的计算结果与JMCT吻合良好,该软件包可以用于燃料组件弯曲的分析计算。燃料组件的弯曲对于堆芯的局部功率分布有显著的影响,需要在设计中予以特别关注。     

面向领域的大规模可视建模工具JLAMT的设计与实现

为开展大规模（如反应堆全堆芯pin-by-pin）输运模拟,我们研制了中子-光子耦合输运程序JMCT,快速、方便地建立输运计算模型是缩短问题模拟周期的关键.本文介绍基于领域的可视建模工具JLAMT的开发,为解决大型复杂几何模型的快速建模问题,JLAMT开发了多种快捷建模工具和行业组件工具,实现了层次化几何树的数据结构、显隐式相结合的建模方式、基于特征的转换算法;并自动输出转换为输运计算文件格式GDML.使用JLAMT建立了包括大亚湾全堆芯模型的多个复杂装置模型,JMCT进行输运模拟,验证了JLMAT建模的正确性.     

基于JMCT和FLUENT的物理-热工耦合计算

基于蒙特卡罗程序JMCT2.2和商用CFD程序FLUENT,通过C++语言,采用外耦合的方式开发了一套耦合接口程序。利用JMCT网格和FLUENT计算域之间一一映射的方式完成物理模型和CFD模型之间的网格匹配,实现了物理模型的简单划分和CFD模型网格的精细划分。利用该耦合程序计算了压水堆单根燃料棒模型和3×3带水洞的燃料子组件模型,并与MCNP与FLUENT耦合计算结果进行对比。计算结果表明,使用本文的方法,耦合JMCT程序与FLUENT程序能够用于物理-热工耦合计算并准确提供其反馈参数。     

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。     

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.     

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。