临界-燃耗耦合计算方法

基于蒙特卡罗模拟方法,采用MCNP的多群计算程序模拟中子输运方程,并与栅元均匀化程序WIMS耦合,实现了临界-燃耗耦合计算。具体过程是：首先扩展MCNP的多群功能,将其能群扩展为69群;然后,由接口程序将WIMS程序产生69群共振、自屏宏观中子截面转化为ACE格式的多群截面;其次,将新产生的多群截面提供给MCNP,完成临界-燃耗计算;最后,利用此耦合程序进行了基准题校核计算以及实验对比。计算结果表明,此耦合程序是可靠和正确的。     

MCNP-FISPACT耦合燃耗计算程序开发与测试

反应堆堆芯的燃耗计算关系到堆芯的燃料管理,并直接影响堆芯的经济性评估,因此如何快速且准确地对堆芯进行燃耗计算一直是反应堆物理设计的研究重点之一。随着反应堆的发展,其几何结构和物理特性日渐复杂,现有的一维、二维耦合燃耗程序因其在几何处理上的限制,难以满足先进反应堆精细设计分析的要求。为对复杂反应堆堆芯的燃耗情况进行计算,结合粒子输运程序MCNP 处理复杂几何和燃耗程序FISPACT处理核素全面的特点,开发了接口程序耦合MCNP 和FISPACT来进行燃耗计算,并对耦合程序进行了计算验证。采用了IAEA 基准校核例题和CFETR中国聚变工程实验堆例题进行程序验证,经计算得出的有效倍增因子随燃耗的变化曲线和TBR等数据与标准例题的结果符合良好,其误差在可接受范围内。     

MCNP-FISPACT耦合燃耗计算程序开发与测试

反应堆堆芯的燃耗计算关系到堆芯的燃料管理,并直接影响堆芯的经济性评估,因此如何快速且准确地对堆芯进行燃耗计算一直是反应堆物理设计的研究重点之一。随着反应堆的发展,其几何结构和物理特性日渐复杂,现有的一维、二维耦合燃耗程序因其在几何处理上的限制,难以满足先进反应堆精细设计分析的要求。为对复杂反应堆堆芯的燃耗情况进行计算,结合粒子输运程序MCNP 处理复杂几何和燃耗程序FISPACT处理核素全面的特点,开发了接口程序耦合MCNP 和FISPACT来进行燃耗计算,并对耦合程序进行了计算验证。采用了IAEA 基准校核例题和CFETR中国聚变工程实验堆例题进行程序验证,经计算得出的有效倍增因子随燃耗的变化曲线和TBR等数据与标准例题的结果符合良好,其误差在可接受范围内。     

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。     

温度相关核截面数据库在MCNP计算中的必要性研究

MCNP程序由于其几何模拟和核数据上的优越性,现在在反应堆的研究分析中已经得到较多应用。通过基准题的计算,定量地说明MCNP通过其自带的常温（294K）下的核素截面数据库不能够对反应堆进行非常准确的计算（由于反应堆内各种材料／位置的温度不同）,而且,它也不能够计算反应堆中与温度相关的量,如反应性温度系数。选用了一个带有不同温度下核素截面数据的MCNP输入格式的数据库,使用MCNP-4C对基准题进行了计算,发现计算结果与基准值符合得非常好。这说明通过使用不同温度下的核素截面数据库,MCNP可以准确计算温度系数和增殖系数等,从而说明在反应堆设计计算中制作不同温度下的核素截面库的必要性。Due to the advantage of geometry simulation and nuclear data, the code MCNP is now widely used in the reactor analysis. Based on our calculation of the fuel temperature reactivity coefficient benchmark, it is quantificationally proved that MCNP with its own cross section library can＇ t be used to simulate the reactor accurately and to calculate the temperature reactivity coefficient. Furthermore, we use MCNP- 4C with a database that contains temperature dependent nuclear cross sections to calculate the benchmark. The results are well agreement with benchmark results. This means that, with the temperature dependent nuclear cross sections library, MCNP can calculate the temperature reactivity coefficient and reactor multiplication factor accurately. So the temperature dependent nuclear cross section library should be processed to meet the requirement of reactor calculation.     

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%。     

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%。     

300#研究堆首炉中央孔道中子通量密度计算

基于MCNP程序对300#研究堆首炉堆芯进行精细建模,通过并行计算方式得到了实验临界棒位下堆芯的有效增殖因数为1.002 29,与临界值之间的相对误差为0.229%,验证了物理模型的正确性。探讨并解决了并行计算的中断与接续问题,提出了体通量计数与点探测器计数应用中的合理化建议,即对大体积空间计数时尽量使用体通量计数。计算值与实验值对比结果表明：两者在3 MW功率水平下热中子通量密度相差4.6％,符合得较好。     

MCADS程序的开发和ADS基准题计算

由于加速器驱动次临界堆存在外中子源,堆芯结构复杂,中子注量的各向异性严重,所以相关燃耗计算在次临界系统设计中起着重要作用。为实现次临界系统的燃耗计算,结合粒子输运程序MCNP处理复杂几何和燃耗程序LITAC处理核素全面的特点,开发了接口程序MCADS耦合MCNP和LITAC。然后选取IAEA-ADS基准题对耦合程序进行了验证计算。结果表明,燃耗、外源强度、空泡效应、初始功率分布等方面的计算结果和其他国家的计算结果相比有很好的一致性,证实了MCADS在次临界模式计算中的可靠性。     

基于MCMG-Ⅱ和STEP1.0的输运-燃耗耦合系统架构设计

实现燃耗过程的精细化计算需要开发新型输运-燃耗耦合计算系统,系统中采用了三维多群中子输运蒙特卡罗程序MCMG-Ⅱ和基于回溯算法的多群点燃耗计算程序STEP1.0。燃耗与输运程序之间的耦合需要考虑能谱、总源强、反应率统计、初始核密度及其变化、裂变产物核素等信息。耦合系统采用直译式脚本语言Python来实现,可以充分利用其强大的文本处理功能和直译式的特点,以准确、便捷地将这些数据在程序之间进行自动转换,并根据总功率、辐照时间、步长选择等参数自动完成输运-燃耗耦合的分步计算和结果的图形化处理,从而实现整个系统的无缝连接。在耦合系统的软件架构设计中采用分层与封装策略,降低了开发难度,提高系统的可移植性和可扩展性。耦合系统能够更为精细地考虑几何形状、能谱的变化、辐照时间等因素,自动进行精细化模拟计算。     

BEAVRS基准模型的cosRMC精细建模与临界测试验证

BEAVRS基准题是来自麻省理工学院(MIT)的基于商用压水堆全堆芯精细建模的国际基准模型,具有详细的实测数据,是由多种富集度燃料及控制棒组件组成的大型压水堆分析验证基准题。使用我国自主研发的蒙卡程序cosRMC对BEAVRS基准题进行精细建模,主要计算了热零功率(HZP)状态下的临界本征值、全堆功率分布和控制棒价值,并与实测值以及国际知名蒙卡程序MCNP,OpenMC,MC21等结果进行对比。HZP状态下,cosRMC临界本征值结果与MCNP计算结果相差仅7.1 pcm,符合较好;不同控制棒组件插入情况下的临界本征值与理论值1.000的偏差小于0.74%,控制棒价值结果与实测值误差小于100 pcm,计算精度与同类软件相当;此外还对比分析了全堆功率分布与实测值结果的吻合程度及误差产生原因。初步验证了cosRMC程序对复杂堆芯精细建模计算的可行性和准确性,为程序以后的应用及完善打下基础。     

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.     

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。     

铝材料高能反射中子测量与计算

用~6~种阈探测器测得有无铝反射体时的绝对活化反应率, 获得了铝材料的高能中子反射率, 其值基本在1—1.14之间, 变化趋势比较一致. 结果表明: 高能反射中子场在小角度测量点比较弱, 而在大角度测量点, 尤其在120°点比较强. 高能中子反射率随阈能的增大而变小. 中子反射率的实验不确定度为3.4%—4.2%. 模拟计算结果与实验结果在大多数点基本相符.     

HCSB DEMO ����ͨ���׷������Ƭ������ϵͳ��������о�

利用蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP)对氦冷固态增殖剂包层聚变示范堆(HCSB DEMO)做了中子通量谱分析。根据中子通量谱特点选出活化片材料,根据跑兔系统和活化片法测中子通量的原理设计出适用于测量HCSB DEMO增殖包层中子的活化片法测量系统,并对其各组成部分及功能做了说明。计算了活化片在测量系统辐照端辐照时的活化反应率、活化片特征γ射线发射率及特征γ计数率,并得到一套合理的测量方案,用于HCSB DEMO包层中子的测量。