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.     

蒙特卡罗粒子输运软件JMCT的网格计数功能设计与实现

基于蒙特卡罗输运的网格计数能够统计指定区域内密集的分布计数量.为实现JMCT统计局部计数量分布,设计并实现了JMCT网格计数功能,该功能支持三种正交几何（xyz直角几何、rθz柱几何、rθφ球几何）的均匀及不均匀剖分;介绍xyz直角几何网格计数的算法;基于大亚湾反应堆pin-by-pin模型、Venus模型以及ITER次临界包层模型等初步验证了网格计数功能;应用铀阵列模型,采用若干种网格剖分办法,在单机上对比测试了xyz直角几何下JMCT和MCNP5网格计数功能的串行性能,结果显示JMCT的计数时间较短,具有较高的效率.     

JMCT与子通道程序耦合方法研究及验证

蒙特卡罗与热工水力的耦合计算是目前反应堆数值模拟的重要研究方向,在蒙特卡罗方法连续能量点截面的基础上结合热工程序的温度反馈,反应堆中子计算的准确性得到大幅提高。为了提高计算精度,堆芯模型分辨率也需进一步提高,相比于组件均匀化模型,pin-by-pin的建模方式能够获得更好的结果。利用蒙特卡罗程序JMCT与子通道程序COBRA-EN实现了蒙特卡罗-热工的内耦合,内耦合方式通过内存进行数据传递,其计算效率及安全性均优于外耦合方法。随后利用NURISP项目迷你堆的pin-by-pin模型对耦合程序进行验证。计算结果与同类耦合程序相似,验证了程序的准确性。同时,对耦合过程的收敛性问题进行了初步分析。     

多群输运-燃耗耦合蒙特卡罗计算

介绍了三维多群中子输运-燃耗耦合P3近似蒙特卡罗程序MCMG-BURN，该程序是在连续截面蒙特卡罗程序MCNP和反应堆栅元均匀化程序WIMS基础上发展而来的，使用多群截面为模拟临界实验堆和高通量工程实验堆，取得与MCNP和实验一致的结果，MCMG-BURN具有与MCNP相同的精度，但计算时间较MCNP要少得多。     

非定常输运模拟中基于粒子标识分类的源偏倚算法

在非定常输运问题的多步蒙特卡罗模拟中,根据粒子的不同属性进行标识分类可以得到非常细致的系统相关标识物理量.对于某些目标标识物理量,模拟的样本中造成有效贡献的样本相对较少,导致这些物理量模拟结果的涨落较大,而单靠增加总样本数不能高效地使有效样本达到一个合理的水平.本文提出一种基于标识分类的源偏倚算法,将增加的所有样本定向赋予目标类粒子,从而高效地降低目标标识物理量的统计误差且不影响非目标标识物理量的计算.以一维多层介质非定常输运模型验证上述结论.     

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。     

基于VERA基准题的cosRMC程序验证

为了验证反应堆物理软件和方法的计算能力,美国CASL (Consortium for Advanced Simulation of LWRs) 项目提出了VERA (Virtual Environment for Reactor Application) 堆芯物理基准题。该基准题以Watts Bar初始堆芯为模型,涵盖从二维单栅元到三维全堆芯的燃耗及换料的十个基准问题。针对VERA基准题模型,利用COSINE软件包中的反应堆蒙特卡罗分析程序cosRMC进行临界计算,得到了有效增殖因子、组件功率分布、控制棒微积分价值和反应性系数等结果。通过与基准题中提供的KENO结果对比,两种蒙特卡罗程序的计算结果吻合良好。这表明cosRMC程序具有从组件到堆芯的计算能力,其临界计算精度基本与KENO程序相当。     

基于Geant4的反应堆临界及动态计算方法

Geant4是一款基于C++面向对象技术的蒙特卡罗开发程序包,可以模拟各种已知粒子与物质之间的相互作用。然而该程序包没有提供临界源功能,无法直接用于反应堆物理计算。因此,利用Geant4提供的基础物理模型和粒子跟踪控制等功能,用两种不同方法实现了临界源的设置,实现了基于Geant4的反应堆静态计算程序G4-RSM和反应堆动态计算程序G4-RDM。两个程序均可用于反应堆临界计算,与MCNP计算结果相对误差在5%以内。G4-RDM程序除可用于临界计算外,还可用于模拟堆内事故工况下的中子学瞬态变化。     

蒙特卡罗临界计算全局计数问题新策略研究

基于一个裂变源分布对应香农熵序列的在线收敛性诊断方法,为提高全局计数整体效率的均匀裂变点算法将在首次激活迭代步和首次判断收敛迭代步的最大值之后启动.之后,整体精度指标将每隔固定迭代步数计算一次,一旦达到事先设定的精度标准,整个临界迭代计算将提前终止.这一判断过程将一直持续到事先设定的最大迭代步数为止.通过一个反应堆基准问题C5G7模型的计算表明上述新策略在合适的参数下有助于提高蒙特卡罗临界计算全局计数问题的整体效率.     

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。     

Simulation of Nuclear Reactor Kinetics by the Monte Carlo Method

The KIR computer code intended for calculations of nuclear reactor kinetics using the Monte Carlo method is described. The algorithm implemented in the code is described in detail. Some results of test calculations are given.     

Monte Carlo renormalization group

Monte Carlo computer simulations have long been used to obtain information on the behavior of thermodynamic systems. The method has the advantages of being applicable to a very large class of models and of using only systematically improvable approximations (finite size of system, statistical errors, etc.). However, in the critical region, finite-size effects mask the critical singularities, and put severe practical limits onto the accuracy to which the true critical behavior can be determined. By combining Monte Carlo simulations with a real-space renormalization-group analysis, a large increase in efficiency and accuracy can be achieved—without the uncertainties of the usual truncation approximations. The methods are illustrated by explicit calculations on models exhibiting critical and tricritical behavior.     

Simulation of coherent properties of photons in scattering medium for optical coherence tomography

Monte Carlo model of optical coherence tomography is developed for simulation of photon transport in half infinite homogenous media. The procedure is accelerated by scaling the baseline data from standard Monte Carlo calculation in turbid media with arbitrary optical parameters. Gaussian beam is modeled by hyperboloid of one sheet for actual condition to obtain distribution of photons on sample surface. Depth dependence coherent signal and photons distribution are calculated in this way, which is important to reconstruction of optical parameters by inverse Monte Carlo. Numerical results have verified this method in turbid medium of different optical parameters with acceptable relative errors.     

高保真物理-热工耦合计算方法研究及应用

反应堆高保真物理-热工耦合计算可以更准确、更详细地模拟和预测反应堆堆芯行为，从而进一步提高核反应堆的安全性和经济性。基于精确的几何建模与高精度的中子学计算方法，通过耦合pin-by-pin子通道热工水力计算，进行了高保真中子学和物理-热工耦合计算方法研究，研制了反应堆高保真物理-热工耦合计算程序NECP-X/CTF。在此基础上分析了燃料棒导热模型、间隙导热率等计算模型对高保真物理-热工耦合计算结果的影响，最终将耦合系统应用于大型压水堆关键安全参数的计算。结果表明，高保真物理-热工耦合不但可以获得精确的宏观参数，还可以获得精细的燃料棒功率、燃料棒温度等精细参数。     

Numerical study of the equilibrium thermodynamics of the Coulomb glass

We discuss the results of large‐scale Monte Carlo simulations of the lattice Coulomb glass model. Using the Exchange Monte Carlo algorithm we are able to equilibrate the system to very low temperature and obtain evidence against the existence of an equilibrium glass transition in three dimensions (3D). We also discuss results for the 3D Random Field Ising model that highlight the role of the interaction range. Finally, we report results for the 2D Coulomb glass, which show a behaviour very similar to the 3D case.     

X射线能谱测量的蒙特卡罗成像模拟

针对高能强流电子束轰击高Z靶产生的X射线的能谱测量问题,采用蒙特卡罗方法进行成像模拟研究。高能X射线能谱通常由对X射线经过衰减体的直穿透射率曲线进行解谱获得。设计了带多准直孔的截锥体模型,在单次模拟成像中获得完整的衰减透射率曲线,有效避免了散射光子对透射率曲线以及X射线能谱重建的影响。成像面采用非均匀划分网格计数,将大部分探测计数点集中于各准直孔出口处,保证关注区域模拟成像的精细度,同时减少总体计算时间。     

A diffusion-based approximate model for radiation heat transfer in a solar thermochemical reactor

An approximate numerical method for fast calculations of the radiation heat transfer in a solar thermochemical reactor cavity is formulated based on the separate treatment of the solar and thermal radiative exchange by the diffusion approach. The usual P₁ approximation is generalized by applying an equivalent radiation diffusion coefficient for the optically thin central part of the cavity. The resulting boundary-value problems are solved using the finite element algorithm. The accuracy of the model is assessed by comparing the results to those obtained by a pathlength-based Monte Carlo simulation. The applicability of the proposed model is demonstrated by performing calculations for an example problem, which incorporates a range of parameters typical for a solar chemical reactor and the spectral radiative properties of polydisperse zinc oxide particles.     

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.