求解中子动力学方程的加权蒙特卡罗方法

为了实现基于蒙特卡罗方法的中子动力学计算,在传统的直接蒙特卡罗动力学方法的基础上,提出了一种加权蒙特卡罗动力学方法。该方法通过引入粒子权重的概念,隐式考虑中子俘获反应和裂变反应过程中中子数目的变化,避免了模拟粒子的数目随时间的变化,降低了统计偏差,消除了程序计算过程中粒子的存库操作,提高了计算精度。基于单能点堆模型,开发了中子动力学计算程序NECP-Dandi,进行了大量数值验证与分析,包括无缓发中子、单组缓发中子、六组缓发中子、正阶跃反应性引入、负阶跃反应性引入、正脉冲反应性、负脉冲反应性和正线性反应性引入等情况。数值结果表明,相比于直接蒙特卡罗动力学方法,加权蒙特卡罗动力学方法在计算结果的精度和计算效率上有较为明显的改进,程序结构更为简洁。     

中子裂变链统计涨落问题的数值计算方法

研究了弱中子源驱动下,裂变系统中子裂变链统计涨落问题的数值计算方法。进行了数值计算建模、数值方法分析、数值计算检验、一类问题概率分布函数的统计涨落特征量的数值计算示范。特例数值检验表明:只要数值解方程组阶数(截断) N足够大,数值解满足归一(守恒) 律、指数增长律,并与精确解析解一致。对于非定常裂变系统中子裂变链统计涨落问题提出了一维等效模型下数值模拟的方法。     

基于反射与折射理论的电涡流检测探头阻抗解析模型

应用电磁波的反射与折射理论建立了多层导电结构电涡流检测探头阻抗解析模型.电涡流检测中空间电磁场可看作线圈激励场与涡流场的叠加,而涡流场是线圈激励场的反射与折射效应,因此应用线圈激励场的级数型解析解和电磁波的反射与折射理论推导了级数型探头阻抗解析解.最后,比较了推导的级数型与传统的积分型探头阻抗解析解的计算结果,并进行了实验验证.计算结果与实验结果基本吻合,表明推导的级数型探头阻抗解析解是正确的,且与积分解析解相比具有不需要确定积分上限、耗时少、计算精度容易控制等优点. 关键词： 电涡流检测 多层导电结构 反射与折射理论 探头阻抗     

对称性及多群中子扩散方程数值解

在多群中子扩散方程解析解的基础上,利用方程及求解域的对称性建立了新的数值求解中子扩散方程的理论模型.该模型显著的优点是适用于各种对称区域(二维、三维区域)尤其是非正方形区域中子扩散方程的求解,它彻底避免了常规节块法应用于非正方形几何时所出现的奇异性问题,且所得的解在求解域内任意点上均满足扩散方程.以二、三维六角形几何为例建立了数学模型,并用基准问题校核了模型的正确性. 关键词： 中子扩散方程 对称群 数值解 解析     

随机中子动力学及其数值模拟研究进展

随机中子动力学是核动力设计和核反应堆安全中的重要课题,本文从随机中子动力学的基础概念和研究方法出发,介绍随机中子动力学研究的历史发展和研究现状.裂变中子与光子的多重性是反应堆零功率中子噪声主要来源,对中子涨落的方程描述及其求解,演化出零功率中子噪声与功率反应堆噪声的随机理论.随机中子动力学的重要应用包括反应性微观测量、功率反应堆噪声测量和分析、核临界漂移分析和核材料识别与检测等.在半个多世纪的研究中,以脉冲堆点火过程的脉冲爆发等待时间分布为代表的随机性,一直缺乏定量分析方法和工具.直到近几年,模拟随机中子动力学过程的广义半马尔科夫过程模拟方法取得了重要进展,很好地揭示了脉冲堆实验中子点火规律.最后讨论随机中子动力学研究中有待解决的研究课题.     

小阶跃反应性输入时点堆中子动力学方程的解析解

对小阶跃反应性输入（0<ρ,０<β）且有温度反馈时点堆中子动力学方程进行了研究. 导出任意初始功率条件下核反应堆功率、反应性与时间的解析表达式. 分析和讨论了初始功率与输入小阶跃反应性的大小对功率、反应性变化规律的影响，得到了一些新的结果. 关键词： 中子动力学 反应性 点堆 温度反馈     

应用量子理论方法研究中子双缝衍射

通过严格求解薛定谔方程得到狭缝中的中子波函数,由基尔霍夫定律得到中子衍射波函数.最后得到中子双缝相对衍射强度与衍射图样位置之间的解析关系.计算所得结果与实验数据符合较好. 关键词： 中子衍射 薛定谔方程 基尔霍夫定律     

D-T中子与平板型聚乙烯材料作用的次级中子角度谱实验研究

基于反冲质子法建立了一种测量D-T中子与平板型宏观样品作用的次级中子角度谱的实验方法.为保证探测器的能量线性并在较低的中子有效测量下阈(0.5 MeV)情况下获得好的中子-伽马射线甄别性能,采用高、低能段分别测量的方法.采用事件记录法,同时记录了次级中子和伴随伽马射线的脉冲形状甄别和脉冲幅度二维信息,利用基于ROOT数据分析平台编写的离线数据分析程序,完成了伴随伽马射线的挑选和扣除,以及高、低两能段反冲质子谱的拼接,并成功的将神经网络技术应用于中子能谱的解谱,获得了D-T中子与9和18 cm厚平板型聚乙烯材料作用的0.5-15 MeV的次级中子角度谱实验结果.实验模型的MC模拟由MCNP5完成,数据库采用ENDF-VI,实验结果和MC计算结果在实验不确定度范围内一致. 关键词： D-T中子 积分中子学 反冲质子法 次级中子能谱     

单模激光Haken-Lorenz系统的振荡解析解

研究了单模激光Haken-Lorenz系统在Hopf 分歧点处的动力学行为.求出了Haken-Lorenz系统的定态解，采用线性稳定性原理对定态解进行了稳定性分析，获得了本征值方程，进而确定了系统的Hopf 分歧点μc.利用级数法求出了系统在分歧点处的时间周期振荡解的解析表达式.通过计算机对系统分歧点处的动力学行为进行了数值模拟，结果表明，系统在分歧点处存在一个极限环，即时间周期振荡解.与理论分析的解析结果相一致.     

中子与α相互作用的两体等效可分离势

本文提供了一种n与α相互作用的等效两体可分离势,并给出了n-α散射的S_1/2,P_1/2,P_3/2分波相移对入射中子动能的解析表达式.用它计算各种动能的中子微分截面和极化都比较方便,计算结果与20MeV以下的中子散射实验数据作了比较,它们符合得很好.     

Steady state investigation on neutronics of a molten salt reactor considering the flow effect of fuel salt

The Molten Salt Reactor (MSR),one of the‘Generation Ⅳ'concepts,is a liquid-fuel reactor,which is different from the conventional reactors using solid fissile materials due to the flow effect of fuel salt.The study on its neutronice considering the fuel salt flow,which is the base of the thermal-hydraulic calculation and safety analysis,must be done.In this paper,the theoretical model on neutronics under steady condition for a single-liquid-fueled MSR is conducted and calculated by numerical method.The neutronics model consists of two group neutron diffusion equations for fast and thermal neutron fluxes,and balance equations for six-group delayed neutron precursors considering the flow effect of fuel salt. The spatial discretization of the above models is based on the finite volume method,and the discretization equations are computed by the source iteration method.The distributions of neutron fluxes and the distributions of the delayed neutron precursors in the core are obtained.The numerical calculated results show that,the fuel salt flow has little effect on the distribution of fast and thermal neutron fluxes and the effective multiplication factor;however,it affects the distribution of the delayed neutron precursors significantly,especially the long-lived one.In addition,it could be found that the delayed neutron precursors influence the nentronics slightly under the steady condition.     

一个新的求解点堆中子动力学方程组的数值方法

使用中子密度一阶泰劳多项式分段近似技术,给出一个新的求解点堆中子动力学方程组的数值方法并采用全隐格式以克服方程组的刚性,同时确保解的必要精度。数值结果表明:在隐式一阶多项式近似下,对合适的反应性输入能够取得足够精确的结果。当反应性给定时,对于求解反应堆动力学问题,能给出一个简法的计算过程。     

Consideration of the theoretical possibility of regulating the nuclear reactor by changing a fraction of delayed neutrons

A lot of theoretical and experimental studies devoted to the effect of external electromagnetic fields and ionization on the beta-decay probability have been published in the past years. The possibility of using this physical effect as the main reactor-regulation mechanism is investigated in this study. A set of equations allowing the operation of a nuclear reactor to be described when the probability for the beta decay of precursors of delayed neutrons and, hence, the fraction of delayed neutrons are functions of time is written and investigated. It is shown that, if the fraction of the delayed neutrons does not change, the proposed set of equations coincides with the generally known one. As follows from the analysis of the solutions to the new set of equations, the proposed reactor-regulation method does not allow reactor runaway driven by prompt neutrons even theoretically. The application of the proposed control method to a circulating-fuel liquid-type reactor is briefly considered.     

点堆中子动力学方程组曲率权重法的解

针对核反应堆安全工程对某些数值计算结果要求较高的精度和正的误差, 以及舰船核反应堆机动性对计算速度的要求, 需要从数学上寻找一种新的数值计算方法, 以满足实际曲线向上凸或向下凹时计算值总是略高于真实值, 且误差不大于欧拉法和改进的欧拉法所得值. 本文研究曲率权重法求解点堆中子动力学方程组, 该方法是在曲率圆法的基础上引入权重的思想来衡量间隔步长上两个曲率对该步长曲率平均值的贡献. 与欧拉法和改进的欧拉法比较, 曲率权重法的计算结果总是能够高于真实值或有正的误差, 且精度和计算速度得到明显提升. 将该方法用于次临界堆阶跃和线性引入反应性时中子密度的求解, 能够快速得到满足计算要求和高精度的数值结果.     

有温度反馈阶跃引入负反应性瞬变的解

考虑有温度反馈反应堆阶跃引入负反应性过程的变化规律,对点堆中子动力学方程的解进行研究,给出不同的分析模型,分析发现,（1）用于瞬发超临界的分析模型及其结果不能用于引入大的负反应性过程的分析.（2）在相同的初始功率时,先驱核瞬跳近似模型的结果要优于目前比较普遍的中子瞬跳近似模型的结果.（3）无论初始功率与引入负阶跃反应性的大小,温度瞬跳近似模型的结果总是优于先驱核瞬跳近似与中子瞬跳近似模型的结果.故而温度瞬跳近似模型是目前最为准确的解析模型.     

有温度反馈阶跃引入负反应性瞬变的解

考虑有温度反馈反应堆阶跃引入负反应性过程的变化规律,对点堆中子动力学方程的解进行研究,给出不同的分析模型,分析发现,（1）用于瞬发超临界的分析模型及其结果不能用于引入大的负反应性过程的分析.（2）在相同的初始功率时,先驱核瞬跳近似模型的结果要优于目前比较普遍的中子瞬跳近似模型的结果.（3）无论初始功率与引入负阶跃反应性的大小,温度瞬跳近似模型的结果总是优于先驱核瞬跳近似与中子瞬跳近似模型的结果.故而温度瞬跳近似模型是目前最为准确的解析模型. 关键词： 中子动力学 温度反馈 反应性 点堆     

Analytic Solution for Steady Slip Flow between Parallel Plates with Micro-Scale Spacing

The Navier-Stokes equations for slip flow between two very closely spaced parallel plates are transformed to an ordinary differential equation based on the pressure gradient along the flow direction using a new similarity transformation. A powerful easy-to-use homotopy analysis method was used to obtain an analytical solution. The convergence theorem for the homotopy analysis method is presented. The solutions show that the second-order homotopy analysis method solution is accurate enough for the current problem.     

墙壁反射中子对脉冲堆波形的影响

墙壁的反射中子会对快脉冲堆的波形产生明显的影响.堆芯中子泄漏后,经过墙壁的反射有一定的概率返回堆芯,由于能量的差异,泄漏中子的返回时间是一个连续的分布.传统的双区模型只考虑了相互作用概率,而没有时间信息,尽管可以很好地解决稳态问题,而无法解决瞬态问题.本文采用等效的方法,把泄漏中子等效为时间相关的堆芯本征源,建立了含有反射效应的时间关联双区模型.求解得到的脉冲波形与CFBR-Ⅱ的实验结果一致,从而合理解释了脉冲波形后沿衰减变慢和坪功率提高的实验现象.     

On the possibility of investigations with very cold neutrons at pulsed sources

The possibility of investigations with very cold neutrons (VCNs) using the example of the IBR-2 pulsed reactor at the JINR FLNP is considered. Possible application areas and specific features of reactor characteristics for these investigations are briefly described. The results of detailed calculations of VCN generation in different cold moderators, VCN transport in neutron guides, and suppressing the contribution of delayed neutrons are presented.