组件计算程序PANDA研发及初步验证

PANDA是上海核工程研究设计院研发的压水堆组件计算程序。该程序采用基于特征线方法（MOC）的一步化计算流程,即在不引入能群压缩和栅元均匀化的情况下直接进行组件层面的两维非均匀输运计算。多群数据库采用基于ENDF/B-VI制作的70群结构中子数据库,基于ENDF/B-VII的新版数据库也正在开发中。共振自屏计算采用了空间相关丹可夫方法（SDDM）,既具备燃料芯块分区计算的能力,又保留了传统Stammler方法的计算效率。多群非均匀输运计算采用二维模块化MOC方法,并辅以双重粗网有限差分(CMFD)加速技术,具有良好的计算精度和效率。对传统线性子链解析（TTA）方法以及多种矩阵指数方法进行了研究,选取了适合PANDA程序燃耗链的燃耗方程求解技术。基于以上基本模型开发了PANDA程序,并从程序模块、总体集成和核设计程序系统确认等三个层面,初步验证了PANDA程序的计算性能,表明了PANDA程序的工程设计计算能力。     

基于二维广义横向积分综合一维半解析的三维中子扩散节块法

目前, 轻水堆堆芯计算广泛采用基于横向积分技术的中子扩散方程节块展开法, 该方法需要对横向泄漏进行多项式近似而不严格, 而且堆芯设计还需要额外的精细功率重构模块用于获得组件内各栅元的功率分布。本文提出两维广义横向积分方法, 直接采用源展开以及表面流耦合方法, 可以避免上述两个不足。由于反应堆堆芯不均匀性更多发生在径向, 因此采用径向基于广义横向积分方法结合轴向常规节块法的综合方法进行三维中子扩散计算。通过基准问题的数值计算, 验证了该方法对于堆芯扩散计算的正确性和可行性。     

二维柱几何各向异性输运问题的数值计算方法

本文研究了求解二维输运问题的各向异性三角网间断有限元数值方法。详细讨论了求解过程,给出了解的预估公式,证明了数值解的存在唯一性和数值方法的稳定性。给出了各向异性问题的二维数值计算结果及钨——碳临界装置TCCA^[11]的二维数值计算结果。并与国内外S_N数值计算及实验结果进行比较,取得了令人满意的结果。     

投影光学系统方角图形传递特性

本文得到两维衍射的积分公式,并数字计算了线条的两维光强分布.提出了简化的方角图形传递模型.经投影光学系统的方角图形的圆角半径计算值与实测结果一致.     

用子结构模态综合法求解光学反射镜组件结构动响应

在航天光学成像仪器中光学反射镜组件结构复杂,相应的有限元分析模型大,因此分析效率较低。针对此问题,引入子结构模态综合法作为光学反射镜组件结构动响应的求解方法。具体讨论了子结构模态综合法求解结构动响应的基本原理,说明了该法在工程上的实现方法。以某反射镜组件为例进行了计算,结果表明,子结构模态综合法与经典的整体FE分析法比较,求解的前10个固有频率误差小于7%,计算时间前者为后者的2/3;加速度响应曲线符合良好,计算时间前者为后者的2/5,子结构模态综合法的计算效率明显提高,工程适用性良好。     

基于随机抽样法的多群核数据不确定性影响分析

基于随机抽样方法,研究多群核数据不确定性对反应堆物理计算的影响。首先利用SCALE软件包中核数据协方差矩阵和自主开发的随机抽样模块SAMP,得到多群微观截面等核数据的抽样值,之后分别使用SCALE/TRITON和PARCS程序进行组件计算及堆芯稳态计算,最后通过统计分析得到组件和堆芯计算结果的不确定度。以Almaraz压水堆核电厂装载的燃料组件和首循环堆芯为对象,研究了不同燃耗下有效增殖因子、动力学参数、核素浓度和双群均匀化宏观截面等组件计算结果,以及堆芯功率分布等堆芯计算结果的不确定度。分析结果表明:组件计算结果不确定度多随燃耗变化,快群宏观截面不确定度总体高于热群;堆芯计算结果受核数据不确定性影响显著,其中稳态径向功率分布的最大不确定度为1.9%左右。     

慢变控制下Chen系统的复杂行为及其机理

由于Chen系统的控制分析大都是基于同一时间尺度,而两时间尺度耦合问题的相关研究基本上局限于单维慢变量情形.本文探讨了基于慢时间尺度上的Duffing振子,即含有两维慢子系统控制下Chen系统的动力学演化过程.给出了诸如对称式fold/fold、对称式fold/Hopf、对称式homoclinic/homoclinic等不同形式的簇发振荡行为,并揭示了其相应的产生机制,指出慢子系统中两维慢变量的相互影响导致系统产生了类似于周期激励下的簇发行为.     

激光高斯光束的两维整形

给出了在两维驻波声场作用下,激光高斯光束空间强度被整形的两维理论。实验结果与理论相符。在合适的超声功率下,光斑中心域的强度趋于均匀,而且均匀程度及范围可调,因而更有实际意义。     

中国实验快堆燃料组件精细功率分布计算

在热工中,需要中子学计算给出燃料组件内各元件棒功率的相对分布。利用蒙特卡罗程序对中国实验快堆（CEFR）燃料组件内元件棒功率分布进行了理论计算分析,并保证计算结果相对统计误差小于0.8%。使用另一个基于六角形节块扩散理论的钠冷快堆中子学设计软件NAS计算得到的结果对蒙特卡罗程序计算结果进行了对比计算。结果表明,蒙特卡罗程序与NAS计算得到的元件棒相对功率分布结果的最大相对偏差小于3%。使用蒙特卡罗程序对CEFR燃料组件内精细功率分布的计算是可靠的,可用于设计计算当中。     

硅基两维光子晶体的制备和光子带隙特性

利用反应离子束刻蚀设备制备了硅基的两维空气柱光子晶体，并用红外显微镜测试了样品的 反射谱. 理论上用时域有限差分(FDTD)方法计算了样品的光子带隙，从测试结果看光子带隙 和理论计算的光子带隙符合得很好.  关键词： 光子晶体 光子带隙 反射谱 时域有限差方法     

基于定量重要性分析的燃耗链压缩方法

核反应堆物理计算中的燃耗计算需要使用燃耗链,但是评价核数据库所定义的燃耗链对于组件计算以及堆芯微观燃耗计算过于精细,传统的燃耗链压缩方法大都是半经验性的,适用范围和精度有限。提出了一种通过定量评估各核素与各反应道重要性实现压缩燃耗链的方法。重要性分析的数据基础是代表性问题的精细燃耗链计算结果,方法是考察每一个单元压缩操作对中子吸收、中子产出以及目标核素原子核密度的影响。该方法被应用于压水堆组件计算中燃耗链的压缩,随后分别应用精细燃耗链和压缩燃耗链对选取的验证算例进行了计算。结果的对比分析显示,在保证计算精度需求的前提下,该燃耗链压缩方法能够显著降低燃耗链规模,满足节省存储开销和时间的需求。     

先进中子学栅格程序KYLIN-2的开发与初步验证

针对先进核反应堆中结构复杂的燃料组件,中国核动力研究设计院开发了先进中子学栅格中子学程序KYLIN-2,该程序采用子群方法进行共振处理,采用特征线方法（MOC）进行复杂几何中子输运计算,并利用采用广义粗网格有限差分加速方法（GCMFD）来加速中子输运求解流程,采用基于改进预估校正临界-燃耗迭代方法（PPC）的切比雪夫方法求解复杂燃耗链,同时,为了方便用户使用,开发形成了支持复杂组件图形化建模工具和后处理显示工具。通过初步的数值检验,针对典型压水堆燃料组件,KYLIN-2具有较高的计算精度,满足工程使用需求。     

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。     

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。     

潜望式激光通信瞄准机构误差计算

本文提出了一种机构指向误差计算方法。首先,采用反射镜单位法向量和光束单位方向向量分别表示机构反射镜的姿态和激光束的传播方向,接着采用坐标变换和矩阵传递求出反射镜在总体坐标系中的单位法向量,通过向量对称计算出激光束经过两次镜面反射后的方向向量,最后将机构各参数的理论值和实际值代入上述算法,分别求出激光束经过两次镜面反射后的理论方向向量和实际方向向量,两向量夹角即为机构的指向误差。在得到指向误差和部件误差的关系式后,机构设计时即可通过机构指向误差反计算求出部件的误差值。结果表明:机构物理样机测试指向误差值为0.005 7°,将机构部件参数测试误差值代入误差正计算算式,得出机构的指向误差值为0.006 1°,以该指向误差通过反计算得出的参数平均误差值为0.002 25°,与测试结果相近,可以为机构的精度设计提供参考依据。     

拼接式光学窗口装配关键技术研究

对拼接式光学窗口组件的结构特点作了介绍,分析了影响拼接式光学窗口性能的主要装配因素,并从装配齐平性及微应力装调两个方面出发,开展了装配关键技术研究,通过计算分析及参数量化工艺措施解决装调技术难题,获得了装配后外形齐平性≤0.2 mm,装配后应力≤50 nm/cm的高精度、微应力装调效果,满足光学分辨率及高速飞行使用要求。     

基于区域分解的CTF全堆子通道热工计算研究

分别用CTF和反应堆蒙卡程序RMC对BEAVRS基准题进行全堆精细建模，由RMC统计径向及轴向功率分布并作为CTF的功率输入。利用CTF的区域分解技术，进行BEAVRS全堆pin by pin子通道计算，采用193个核并行计算，耗时268 s，得到了精细的燃料棒中心及表面温度、冷却剂温度及密度、空泡份额、包壳温度等重要参数，验证了CTF进行全堆子通道计算的高效性及可靠性，为实现基于RMC和CTF的核热耦合计算奠定了重要基础。     

电磁场2.5维时域间断有限元方法

介质沿空间固定方向均匀分布的结构在电磁导波器件中有十分广泛的应用,对这类器件的分析通常被称为2.5D电磁问题。利用器件在固定方向介质分布均匀的特点,将电磁场量沿该方向进行空间傅里叶变换,可以把对三维问题的分析转化为两维问题求解,从而极大地减小计算开销。针对传统基于差分的2.5D电磁场算法在弯曲形状逼近上有阶梯误差的缺陷,本文提出了基于三角形网格的2.5D时域间断有限元方法（DGTD）,并用它模拟了电偶极子与光纤的耦合效率和光子晶体光纤的色散特性。与基于规则网格的2.5D差分方法进行对比。结果表明,文中建立的2.5D DGTD方法对弯曲形状的模拟更加逼真,计算内存占用最大减少10.4%,计算精度最大相差0.011%,计算时间缩短74.9%,计算效率提高。     

Determining the Fast Neutron Flux Density and Transmutation Level Measurements in ADS by the Use of a Threshold Nuclear Reaction

Determining the Fast Neutron Flux Density and Transmutation Level Measurements in the ADS by the use of a Threshold Nuclear Reaction. The aim of the project was determining the fast neutron flux density by using data from the Quinta experiment (E+T RAW collaboration). The experimental assembly based on natural uranium was irradiated by a 660 MeV proton beam. To gain the knowledge about the neutron flux inside the experimental assembly, nuclear threshold reactions of (n, xn) type were used. The level of isotopes production are measured by the activation method using a gamma radiation HPGe detector. This paper describes the Quinta assembly, experimental results, calibration procedure and average high energy neutron calculation based on yttrium (Y-89) isotopes production. In the future, results and conclusions from an experiment like this could be useful to design accelerator-driven subcritical systems (ADS) or other 4th generation fast reactors. The investigation has been performed at the Laboratory of High Energy Physics, JINR.