基于蒙特卡罗正算输运的全局减方差方法

蒙特卡罗方法是当前形势下辐射屏蔽计算的首选分析工具。小概率深穿透问题则是屏蔽计算的关键与亟待解决的核心问题,需要使用有效的减方差技巧。针对全局问题,利用蒙特卡罗正算输运得到的粒子通量或探测响应来构建权重窗参数,将现有的粒子位置偏移拓展到位置和能量偏倚。利用国际屏蔽基准题进行测试验证,通过使用该方法,粒子被引导到模型的所有位置。平均相对误差降低到10%以下,几乎所有网格区域都有粒子统计。结果表明,基于蒙特卡罗正算输运的输运偏倚参数构建方法能够实现全局减方差。     

SN共轭函数用于蒙特卡罗粒子输运自动减方差的研究

基于S_N输运计算平台ARES编制了三维共轭输运计算模块,根据一致性共轭驱动重要性抽样方法自动生成减方差参数,用于加速MCNP5计算.数值结果表明,自动生成的减方差参数可有效提高蒙特卡罗计算效率,并保证结果无偏.自动减方差技术利用S_N共轭函数可更经济准确的估计粒子重要性,避免手动估算减方差参数的复杂工作,对于复杂屏蔽问题的蒙特卡罗计算具有较好的应用前景.     

聚变堆深穿透屏蔽计算方法研究

为了提高具有复杂孔道的聚变堆深穿透屏蔽问题的计算精度,研究了蒙特卡罗法和离散纵标法(MC-S_N)的耦合方法。同时,在权重差分方法的基础上引入具有自适应特性的定向权重和指数定向权重方法,并基于勒让德-切比雪夫求积组和极角细化技术研究了偏倚求积组,有效解决聚变中子穿透能力强、强各向异性散射等屏蔽计算难点。通过与MCNP程序模拟结果的比较分析发现,这些研究方法能有效提高聚变堆深穿透屏蔽计算的精度。     

中国散裂中子源多功能反射谱仪屏蔽设计

本文介绍了利用蒙特卡罗粒子输运程序MCNPX2.5.0进行中国散裂中子源多功能反射谱仪屏蔽设计的屏蔽需求、辐射源项、计算方法和设计结果等内容.在计算中考虑慢化器泄漏源项、中子导管损失源项等不同辐射源项,使用分步计算和源项角度偏移、源项能量偏移、几何分裂等多种减方差方法,在保证计算结果精度的同时提高计算速度.在谱仪束线传输段、第二中子开关、散射室等的屏蔽计算中,通过比较了不同条件下的所需屏蔽确定最终屏蔽设计,确保谱仪屏蔽外人员可到达区域的剂量低于安全限值2.5μSv/h.     

非定常辐射输运问题的蒙特卡罗自适应偏倚抽样

用蒙特卡罗(MC)方法模拟高温、高压、多介质、大变形辐射输运问题时,由于网格体积悬殊,导致各网格通量的统计误差涨落很大,随着时间步的增加,误差积累甚至会导致计算结果失真.为此,发展了针对全局网格计算的源偏倚抽样技巧.用于源偏倚抽样的价值函数基于上个时间步各网格通量及误差,通过加权构造产生,它比传统MC通过解伴随方程获取价值的性价比要高得多.数值试验表明,全局源偏倚抽样通过自适应分配当前时间步各网格的粒子数,有效地降低了当前步重要网格通量误差. 关键词： 非定常 辐射输运 蒙特卡罗 源偏倚抽样     

大型压水堆装载50%MOX燃料方案压力容器辐照安全计算

对含MOX燃料堆芯的压力容器(RPV)快中子注量率计算进行了初步研究,探讨了适用于MOX堆芯方案屏蔽计算的堆芯源项处理方法。采用三维离散纵标程序TORT,针对CAP1400型堆芯装载50%MOX燃料方案开展了RPV快中子注量计算,结果表明:堆芯装载50%MOX燃料可满足RPV屏蔽安全设计要求;对比分析含MOX堆芯方案和全UO2堆芯方案的RPV快中子注量率的特性差异,从RPV辐射防护最优化的角度,后续燃料管理方案优化时可重点关注关键位置处组件的布置。     

堆外探测器响应函数三维空间分布计算

堆外探测器响应函数代表了堆芯活性区各组件对堆外探测器计数率的贡献,反映了堆芯功率分布与探测器计数率的关系。研究了三维离散纵标法(SN)程序TORT的共轭输运方法,并开发相应的处理程序,实现了柱坐标下的三维共轭中子注量率到压水堆各燃料组件响应函数的转换。并基于CAP1400核电厂反应堆模型,分析了其堆外探测器响应函数空间分布的特性,与采用TORT多次正向输运计算结果进行了对比分析,两者符合较好。通过本文研究,实现了压水堆核电厂堆外探测器响应函数的三维空间分布计算。     

反应堆孔道屏蔽计算的蒙特卡罗方法

建立临界源方向偏倚和指数变换相结合的耦合抽样方法,用于反应堆孔道的屏蔽计算.提出了算例问题的最佳源方向偏倚参数p₁和指数变换参数p₂,得到的耦合抽样方法更能有效降低计算结果的方差.校算了中国核动力院脉冲堆的切向孔道,其中耦合抽样方法的计算结果更接近于实验测量值.     

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.     

电缆X射线辐射感应电导率引起的非线性效应北大核心CSCD

对电缆X射线辐照非线性响应进行了数值模拟。分析了电缆X射线辐照的物理过程,针对同轴电缆和屏蔽多导体电缆,建立了基于有限元方法的二维电缆模型诺顿等效电流源计算方法,着重描述了二维模型下电缆介质辐射感应电导率效应求解方法,模拟了电缆X射线辐照非线性效应,给出了诺顿等效电流源非线性响应规律,并依据物理过程进行了合理性分析。模拟结果显示,由于辐射感应电导率的存在,随着X射线注量的增加,电缆响应幅度会存在明显的饱和现象。对特定类型的电缆,响应电流随着X射线注量增加,依次出现3个时间位置不同的电流峰值。     

蒙特卡罗与离散纵标耦合方法在压水堆堆腔漏束计算中的应用

为克服蒙特卡罗(MC)方法计算时间长和离散纵标(SN)方法复杂几何描述不精确的困难,采用SN-MC耦合计算流程,研究了基于蒙特卡罗方法和离散纵标方法的耦合方法。耦合方法的主要思想是根据离散纵标程序提供的中子角通量,利用接口程序计算出面源的分布概率,然后由修改后的源抽样子程序生成包括上下圆面源和圆柱面源的组合源,提供给蒙特卡罗程序进行计算分析。初步计算结果表明,该耦合方法是正确的,可用于压水堆堆腔漏束的计算分析。     

冷中子三轴谱仪屏蔽体的蒙特卡罗模拟

冷中子三轴谱仪( CTAS ) 的屏蔽体对于保障工作人员安全、降低散射大厅本底及提高信噪比具有重要的意义。采用蒙特卡罗程序MCNP5 对谱仪各部分屏蔽体进行了计算,并结合Mcstas 程序确定了CTAS 入口处的中子源,大大提高了计算效率。经过模拟计算和优化表明:单色器后端使用厚350mm、密度4.6 g/cm3 的重混凝土,衔接屏蔽体使用厚300 mm、密度3.6 g/cm3的重混凝土,生物屏蔽采用厚150 mm、密度3.6 g/cm3 的重混凝土可保证屏蔽体外表面的剂量率满足散射大厅的剂量要求。The shielding of Cold neutron Triple-Axis Spectrometer( CTAS ) is important for radiation safety of workers, and reduce the background of scattering hall as well as enhancing the ratio of signal-to-noise. In this study,Monte-Carlo simulation was performed to conduct the calculation on the shielding of CTAS. To increase the calculation efficiency, neutron source was obtained by using Mcstas code. The results indicate that, in the case of heavy concrete ( density 4.6 g/cm3 ) with thickness of 350 mm for the shielding behind the monochromater, and heavy concrete ( density 3.6 g/cm3 ) with thickness of 300 mm for the other monochromater shielding, as well as the heavy concrete ( density 3.6 g/cm3 ) with thickness of 150 mm for biological shielding, the dose rate outside shielding may meet the requirement of national standard of China.     

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.     

Characterization of the neutron field from the 241Am-Be isotopic source of the IPHC irradiator

A measurement campaign has been carried out recently to provide the source intensity and the reference spectra around a neutron irradiation facility based on ²⁴¹Am-Be radionuclide source, using the UAB Bonner Sphere Spectrometer. This facility, which consists of a bunker, a container/shielding for the source and an irradiation device that uses an automated remote-controlled system for the source positioning and rotating during the dosimeter irradiation, is intended to be routinely used to check the response of passive dosimeters, namely those based on photo-stimulated imaging plates and solid-state nuclear track detectors. The measurement results, in terms of neutron spectra and global dosimetric quantities (i.e., fluence and ambient dose equivalent rates) at different distances with respect to the ²⁴¹Am-Be source, were compared with Monte Carlo simulations using the MCNPX code and a good agreement was observed. An estimation of the un-scattered neutron spectrum directly emitted from the ²⁴¹Am-Be source is given as well.     

300#研究堆寿期内上联箱铝材中子注量分析

材料在辐照过程中所受的中子注量是辐照性能研究中的一个重要参数。上联箱铝材作为300#研究堆关键结构材料,经历了从反应堆首次临界到退役的全过程,极具材料辐照效应研究价值。为获取整个反应堆运行寿期内的上联箱中子注量水平,须克服堆芯装载变化频繁与堆芯不断扩大装载两大关键难点,故提出了堆芯归并等效计算方法。通过该方法的成功应用,得到了300#研究堆寿期内上联箱铝材的中子注量,并进行了误差分析。