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。     

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。     

六组点堆中子动力学方程组的同伦分析解

鉴于目前六组点堆中子动力学方程仍然无法获得解析解,本文尝试将同伦分析方法应用于六组缓发中子动力方程组的求解,获得了它的级数解析解,并对级数解析解算法的有效性进行了检验.结果表明,该级数解析解算法从计算时间和精度上都能达到工程应用的要求,可适宜于反应堆中子动力学控制的设计分析和仿真计算.     

未来聚变堆真空室制造过程中曲面拟合算法研究

对未来聚变堆(CFETR)真空室制造过程中的制造误差和真空室结构不对称问题,将被测表面网格化,为各测量点引入权重系数,并通过最小二乘法拟合,实现了真空室部件制造误差分配的调整和轮廓精度的改善.     

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。     

球几何中子输运保正线性间断有限元格式

针对球几何中子输运方程线性间断有限元方法计算的负中子通量问题,构造了保正线性间断有限元格式,该格式保持中子角通量0阶矩和1阶矩。现有方法计算中子角通量非负时,采用传统的线性间断有限元方法,求解线性方程组;原方法计算出现负通量,则采用构造的保正格式,求解非线性方程组。编制了球几何中子输运问题保正格式程序模块,并集成到应用程序。数值算例表明构造的保正格式计算的中子通量非负,有效降低数值误差,提高数值计算的精度。     

非线性薛定谔方程的多模局部误差计算准则

提出三种求解多模光纤非线性传输方程的误差估计准则—max,sum,ave准则,将多模误差向量转换为误差标量,基于对称分步傅里叶的局部误差法实现多模传输自适应步长统一变化.通过仿真高斯脉冲在渐变折射率多模光纤中的传输,验证了定变步长方法在不同准则下局部误差与全局误差的性能.实验结果表明三种准则的变步长算法都具有收敛性,且利用sum准则计算局部误差控制步长变化,在相同计算量的情况下能得到更高的数值精度,相同全局误差的情况下计算量相对更少,对进一步提高多模非线性传输方程的计算效率有参考意义.     

修正表面张力算法的SPH方法及其实现

在Morris提出的表面张力SPH方法基础上,通过引入CSPM方法对边界法向的计算和曲率的计算进行修正,得到表面张力修正方程组;通过半圆形算例测试方法和Morris方法在边界定位、法向计算和曲率计算等影响表面张力关键因素的求解精度,研究曲率计算中应采用的光滑长度值.模拟初始方形液滴在表面张力作用下的自然变化过程,并与M...     

JFNK在高温堆扩散计算中的应用

研究了JFNK框架下高温堆中子扩散问题的求解方法。研究结果表明,JFNK方法在求解与源迭代相同形式中子扩散方程时,相对残差下降趋势为逐渐加快并趋于稳定,有利于更高求解精度的实现。使用通量归一化附加方程可以获得更好的JFNK非线性迭代特性,但在算例中其部分牛顿修正方程求解时间偏多,总计算时间高于显式有效增殖系数附加方程法,需要研究更高效的JFNK预处理方法对线性求解环节进行改善。     

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。     

用改进的准静态方法求解反应堆三维瞬态方程

本文介绍了三维中子瞬态方程的改进准静态求解方法。给出了两个瞬态问题计算结果的比较;TWIGL结果与基准直接数值结果比较,其功率最大偏差为1.57%;CANDU堆模型,在功率上升达到最大值时的热中子通量与参考解的偏差为0.88%。因此,用改进的准静态方法求解三维中子瞬变问题,其结果是满意的,大大节省了计算时间。     

散射中子对超瞬发临界系统动态行为的影响北大核心CSCD

在点反应堆理论的基础上,建立了研究散射中子影响超瞬发临界系统动态行为的模拟计算方法,利用CFBR-Ⅱ堆的脉冲实验验证了该方法的正确性。通过分析计算表明,在超瞬发临界状态,散射中子的影响包括增加反应性、使脉冲波形后沿展宽和增加脉冲裂变产额。建立的模拟计算方法为预测脉冲堆外各种物体产生的散射中子的动力学效应提供了途径,对提高脉冲堆的核安全有应用价值。     

阶跃型三维形貌信息小波去噪方法研究

阶跃样品显微测量时,样品三维形貌本身丰富的阶跃信息极易受到噪声高频信号的干扰,如何在滤除噪声的同时保持三维形貌的阶跃特征,实现对样品表面三维形貌信息的高精度测量是一个重要研究问题。利用小波函数良好的空间域和频率域的局部化特性,针对阶跃型样品的特点选取Haar小波,并采用一种基于模平方的阈值处理方法对三维形貌信息小波去噪方法进行研究。将该方法应用在本课题组研制的激光差动共焦显微镜扫描台阶样品得到的三维高度轮廓中,去噪后测量样品高度与OLYMPUS共焦显微镜扫描结果相对比,误差为0.146 8 nm,满足三维形貌信息后续测量分析的要求,证明了算法的有效性。     

Application of Backward Differentiation Formulas to Neutron Kinetics Problems

The neutron kinetics equations belong to the class of stiff equations for numerical time integration schemes. In this work, the accuracy and speed of algorithms based on backward differentiation formulas (BDFs) are studied with regard to point and spatial neutron kinetics problems. Using a BDF algorithm with the automatic selection of time step and order, solutions to a number of model problems with both a positive and negative reactivity insertion are analyzed. Plots of numerical cost dependences on local and global errors are presented. The results indicate that algorithms based on BDFs are highly efficient and that their application to nuclear reactor simulation is justified.     

堆振荡器法测量反应性的误差因素分析

为合理选择堆振荡器法实验条件,利用数值求解和公式推导,对影响测量精度的几项主要因素进行了分析。研究表明,通过选择合适的反应性振荡幅度及频率,可以提高堆振荡器法测量反应性的精度。由分析结果可知,对于中子代时间较短的反应堆,要使用堆振荡器法测量小反应性,在测量条件允许的情况下,应尽可能选择高频率的反应性振荡。     

行波堆深燃耗的计算特点

行波堆属于新概念堆型,卸料燃耗深度可达400 GWd/tHM,是现有快堆的3~4倍、压水堆的6~8倍,较高的卸料燃耗深度对堆芯物理分析工具计算正确性提出挑战。基于此,以KYLIN-1程序为基础,从能谱、裂变产物核素重要性、燃耗计算误差累积等方面探究行波堆深燃耗计算特点。对典型行波堆六角形组件分析结果表明:低富集度铀组件寿期初、末能谱差别较大,采用单一权重谱制备的多群截面库用于其燃耗计算时,无限增殖系数偏差较大;为保证行波堆深燃耗计算的正确性,燃耗链应包含重要的70种裂变产物核素;行波堆深燃耗计算时,由于燃耗步增多累积的误差较小,无限增殖系数偏差每燃耗步约为0.001%。     

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.     

中子时空动力学计算程序CORCA-K的进展

主要介绍了自主化中子时空动力学程序CORCA-K的相关研发进展。CORCA-K程序是中核集团自主研发的NESTOR软件包中的三维瞬态中子学计算软件。其核心功能是采用数值计算方法,求解三维瞬态中子扩散方程。其空间离散采用第二类边界条件节块格林函数方法,与三维稳态扩散计算程序CORCA-3D保持自洽性;时间离散采用对角线隐式龙格库塔格式,可在向后欧拉格式的基础上叠加实现,且具备时步自适应功能。以三维LMW基准问题、三维LRA基准问题和秦山核电厂3号机组第5循环为计算对象,开展了瞬态计算验证。结果表明,CORCA-K计算结果与参考程序符合较好,且在保证计算精度的条件下,具有更高的计算效率。     

有限球中14MeV中子点源问题的数值模拟

点源问题的物理实验与数值计算是研究反应堆防护和辐射效应,考查中子参数和计算方法的重要手段。本工作解决了有限元节点上的加源问题,并对几个典型的14MeV中子点源问题的物理实验,用双向间断有限元法进行了数值模拟,并和其它方法的计算结果及物理实验的测量结果进行了比较,取得了较为满意的结果。