氘-氚中子源辐照旋转靶剂量演化模拟计算

首次将蒙特卡罗自动建模系统(MCAM)、蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP)及自主研发的活化程序BURNDOT相结合,实现了中子输运、材料活化、光子输运模拟计算的耦合。对14MeV氘-氚(D-T)中子源旋转靶室剂量演化分析,计算了氘-氚中子源辐照旋转靶室的瞬发中子、γ三维辐射剂量场分布及连续辐照8小时后缓发γ剂量变化情况,并考察了材质、栅元、主要核素对缓发γ剂量贡献的影响,得到了旋转靶的剂量时空演化规律,把计算结果与欧洲活化程序FISPACT-2007进行了对比。     

MOC/SN耦合三维中子输运程序KYCORE开发与初步验证

KYCORE程序是中国核动力研究设计院开发的径向MOC（特征线方法）与轴向SN耦合三维中子输运程序。KYCORE将二维MOC与一维SN通过角通量实现高精度耦合,并通过粗网有限差分实现快速收敛,是目前可工程化应用于三维中子输运计算中精度最高的方法之一。介绍了2D/1D计算与加速理论,并通过与蒙特卡罗程序的计算对比,数值验证了KYCORE三维中子计算的准确性与高效性。     

D-T中子源旋转靶活化计算与分析

为实现14 MeV D-T中子源旋转靶活化特性计算与分析,首次采用一种新的技术途径,将自主研发的活化程序BURNDOT与蒙特卡罗自动建模系统MCAM、蒙特卡罗粒子输运程序MCNP相结合,通过中子输运、材料活化、光子输运模拟计算的耦合,考察了材质、栅元、主要活化核素对靶室活化特性的影响。结果表明,约以辐照后68 h为界,材料铜、316不锈钢先后作为旋转靶室活度的主要贡献者,前者其产生的缓发γ剂量因62Cu, 64Cu核素的存在而达到活化剂量最大值,后者因有长半衰期核素55Fe, 57Co, 54Mn等的存在,但其产生的剂量率值低于安全限值10 μSv/h。采用新方法的计算结果与采用欧洲活化程序FISPACT-2007的计算结果符合较好。     

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.     

An analytic and numerical solution with spectral Green's function method for transport equation in spherical geometry

Since in many cases curvilinear geometry is more appropriate than cartesian geometry for precise modeling of the complex systems for reactor calculation, we have developed the spectral Green's function (SGF) method which is employed to obtain angular and scalar flux distributions in heterogeneous sphere geometry with isotropic scattering. In this study, we showed that the neutron transport problems of homogeneous spheres could be reduced to the solution of plane geometry equation.Finally, some results are discussed and compared with those already obtained by diamond difference scheme to test the accuracy of the results. The agreement is satisfactory. SGF method is very suitable for the numerical solution of the neutron transport equation with isotropic scattering.     

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.     

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。     

激光聚变实验装置屏蔽性能模拟计算北大核心CSCD

主要采用了蒙特卡罗方法对激光聚变实验装置外表面的中子和光子能谱及剂量进行模拟与分析,引入了MCAM软件绘制激光聚变实验装置的三维模型图,并自动转化为MCNP的输入文件,进行了靶室屏蔽性能的蒙卡模拟,从辐射防护的角度为屏蔽系统的建立、人员的辐射防护以及靶室材料的选择提供理论依据。通过模拟结果得出,CLAM钢作为靶室材料时,其屏蔽中子产生的瞬发光子剂量,在非孔道处是铝合金的1/2左右,40cm厚的混凝土屏蔽层对中子和光子起到了很好的屏蔽作用,均降低了一个数量级,另外在孔道处的中子和光子剂量,加了混凝土的情况反而比裸靶室时高10%左右,建议对靶室孔道外部考虑额外的防护。     

引入源-样品距离影响的主动中子多重性质量反演公式北大核心CSCD

主动中子多重性计数测量方法是常用的核材料质量无损测量方法,已广泛应用于核材料衡算、核安保测量与军控核查等领域。我们通过对JMCT中子-光子输运程序的二次开发,实现了对经典点模型铀样品质量估算实验的数值模拟,并提出了改进的铀样品质量计算公式。该算法可以显著降低本实验中源-样品耦合与源中子反照等作用对铀样品质量估算精度的影响。建立了主动中子多重性计数测量探测系统模型和32个铀样品半球壳模型,模拟得到了与铀样品距离不同的DT源和AmLi源主动中子多重性计数,利用数值模拟手段检验了质量估算算法的有效性。数值模拟结果表明,改进的铀质量估算算法可以使质量估算的平均偏差率降低到10%以下。     

蒙特卡罗粒子输运计算自动建模程序MCAM在ITER核分析建模中的应用

国际热核试验堆（ITER）核分析的主要计算工具是三维蒙特卡罗输运程序MCNP。MCAM（MCNP Auto-Modeling system）作为MCNP自动建模与可视化软件,其主要功能是CAD模型与MCNP计算模型之间的数据交互。一方面MCAM可将通用格式的CAD模型转换成MCNP计算模型,另一方面作为一个可视化工具,它可以以CAD模型的方式显示MCNP计算模型中几何及材料等相关信息。主要介绍利用MCAM对ITER三维MCNP模型的改进,主要包括:包层模块的重建和内包层几何细化;模型环向角度从20°到40°的扩展。In order to conduct nuclear analyses on neutronics issues for ITER （International Thermonuclear Experimental Reactor）, a standard three-dimensional model of the ITER reactor is being developed. The complex nuclearanalyses are conducted by MCNP/4C in three dimensions. MCAM （MCNP Auto-Modeling system） , as an implementation of the interface code between modern CAD system and MCNP, is a modeling and visualization tool which can convert a CAD model to neutronics model for MCNP and vice versa. This paper presents the application of MCAM to modify ITER 3-D neutronics model, which include blanket segmentation update, incorporation of fine structures of inboard blanket and the model extension from 20° to 40° in toroidal direction     

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。     

向量裂变谱与矩阵裂变谱对临界计算的影响

用蒙特卡罗方法及可适应多种截面的三维多群P₃中子输运蒙特卡罗程序MCMG,计算比较了不同裂变材料使用向量裂变谱与矩阵裂变谱的计算结果,通过与MCNP程序结果的比较,确信两种裂变谱对计算结果的影响是存在的,但对计算结果不会带来本质影响.同时还比较了不同中子截面库计算结果.     

ADS瞬态分析中的概率论-确定论耦合方法

针对加速器驱动次临界系统(ADS)瞬态问题,采用预估校正改进准静态方法(PCQS)处理时空中子动力学方程中的时间自变量,采用蒙特卡罗方法处理相应的空间-角度-能量自变量,重点解决了低次临界度下模拟计算不稳定的问题,验证了TWGIL-Seed-Blanket动力学基准问题和小型模拟ADS问题,得到瞬态过程的功率变化结果,与基于其他方法的程序比较,经初步验证取得了较好结果,证明了该耦合方法可行。     

组件计算程序PANDA研发及初步验证

PANDA是上海核工程研究设计院研发的压水堆组件计算程序。该程序采用基于特征线方法（MOC）的一步化计算流程,即在不引入能群压缩和栅元均匀化的情况下直接进行组件层面的两维非均匀输运计算。多群数据库采用基于ENDF/B-VI制作的70群结构中子数据库,基于ENDF/B-VII的新版数据库也正在开发中。共振自屏计算采用了空间相关丹可夫方法（SDDM）,既具备燃料芯块分区计算的能力,又保留了传统Stammler方法的计算效率。多群非均匀输运计算采用二维模块化MOC方法,并辅以双重粗网有限差分(CMFD)加速技术,具有良好的计算精度和效率。对传统线性子链解析（TTA）方法以及多种矩阵指数方法进行了研究,选取了适合PANDA程序燃耗链的燃耗方程求解技术。基于以上基本模型开发了PANDA程序,并从程序模块、总体集成和核设计程序系统确认等三个层面,初步验证了PANDA程序的计算性能,表明了PANDA程序的工程设计计算能力。     

蒙卡燃耗中的氙振荡现象分析及计算研究

根据氙振荡产生的机理,按照燃耗步长来划分:在短步长条件下会产生物理氙振荡,在长步长条件下会产生数值氙振荡。研究发现,当燃耗步长增大到19 h,物理氙振荡的振幅最小,随着燃耗步长继续增大,表现为数值氙振荡,当燃耗步长27 d,数值氙振荡振幅最小。采用平衡氙方法强制使中子通量与氙浓度平衡,在堆芯物理计算程序(RMC)的输运模块中运用平衡氙方法对碘氙的浓度进行不断的迭代更新,在保证收敛的情况下抑制了氙振荡现象的发生。     

用元胞法研究层合材料中的应力波

 介绍了元胞法,利用该方法模拟了材料弹性动态响应问题,并与传播矩阵方法的结果进行了比较。该方法易于程序实现,能很好地处理材料的层界面,协调计算精度与计算量之间的矛盾,比传统的差分法和有限元法减少了计算量。     

基于共轭离散纵标的减方差方法

对于深穿透类型的屏蔽计算,为了得到较为可信的统计结果,蒙特卡罗方法(MC方法)需要模拟大量的粒子,巨大的计算时间是其存在的主要问题。源偏倚和权窗技巧能够有效降低深穿透问题的计数误差。开展了基于共轭离散纵标(SN)的MC减方差方法研究,根据SN方法的共轭注量率计算并生成了源偏倚和权窗参数,编写了JMCT程序的源抽样子程序,并且在秦山一期测量值基础上进行了验证,成功应用到CAP1400压力容器快中子注量率和堆腔中子和光子剂量率计算中。数值结果表明,对于深穿透屏蔽计算问题,和无偏的MC方法相比,基于共轭SN的MC减方差方法能够在保证结果精度的前提下,提高计算效率1~2个量级。     

Calculation of Prompt Fission Neutron Lifetimes by the Monte Carlo Method

An algorithm for calculation of prompt fission neutron lifetimes in a nuclear reactor by the Monte Carlo method is described. Evaluation of the importance function is carried out with solution of the neutron transport equation without solving the adjoint equation. The results of the prompt neutron lifetime calculations performed within some critical experiments are presented and compared with the experimental results.     

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.