三维离散纵标方法在反应堆精细屏蔽计算中的应用研究

随着计算能力的发展,三维离散纵标方法(SN)已逐渐为反应堆辐射屏蔽计算的主流方法之一。本文就三维SN方法应用于反应堆的精细化屏蔽建模与分析的关键问题进行了研究,主要包括精细化几何建模、堆芯固定源模型的创建和数据库截面参数敏感性分析等内容。在此基础上,本文以典型的压水反应堆为对象,构建了精细的三维SN计算分析模型,以压力容器快中子注量率为算例,完整实现了反应堆的精细化三维SN建模与分析,并将三维SN结果和蒙特卡罗方法的计算结果进行了比较分析。对比结果表明,精细化三维SN方法具有较高的计算精度,验证了三维SN方法在反应堆精细屏蔽计算问题中的有效性和正确性。     

快堆堆芯蒙特卡罗计算模型几何优化问题研究

蒙特卡罗建模的几何精细程度问题是计算效率与准确度的平衡问题。反应堆堆芯完全精细化模型的建模难度大,计算效率低,凭经验的均匀化会引入大量计算偏差。本文基于特征值求差法评估了中国实验快堆堆芯具体几何结构的简化对k_(eff)的影响,建立了综合优化模型。计算结果表明,优化模型在保证计算准确度的前提下可大幅提高计算效率。优化模型的具体几何处理方式与详细验证结果为堆芯设计、实验模拟等蒙特卡罗计算量较大的工作提供了借鉴,为蒙特卡罗程序开发、蒙特卡罗理论研究提供了参考。     

RMC均匀裂变源方法及其在堆用蒙特卡罗计算不对称性问题中的应用

堆用蒙特卡罗程序(RMC)不断被研发以适应于反应堆大规模精细模拟计算。在临界计算中,反应堆中子注量率、功率密度等分布不均匀导致其统计偏差的波动性增大,进而导致反应堆物理对称区域计算结果出现不对称性。蒙特卡罗堆芯计算不对称性主要由统计方差造成,减小方差波动可降低堆芯计算不对称程度。本工作在RMC临界计算中增加均匀裂变源方法,并对Hoogenboom-Martin基准题进行计算验证。结果表明,改进的方法在降低堆芯方差波动性与低功率区域方差方面效果显著。     

快堆堆芯蒙特卡罗计算模型几何优化问题研究

蒙特卡罗建模的几何精细程度问题是计算效率与准确度的平衡问题。反应堆堆芯完全精细化模型的建模难度大,计算效率低,凭经验的均匀化会引入大量计算偏差。本文基于特征值求差法评估了中国实验快堆堆芯具体几何结构的简化对keff的影响,建立了综合优化模型。计算结果表明,优化模型在保证计算准确度的前提下可大幅提高计算效率。优化模型的具体几何处理方式与详细验证结果为堆芯设计、实验模拟等蒙特卡罗计算量较大的工作提供了借鉴,为蒙特卡罗程序开发、蒙特卡罗理论研究提供了参考。     

基于堆外中子能谱测量的堆芯中子场反演方法

目前商用反应堆堆内采用的自给能探测器(Self-Powered Detector,SPD)可以实现堆芯中子通量分布的在线测量,但难以测量中子能谱。同时由于一些先进反应堆堆内服役环境更加恶劣,现有的堆内测量系统难以满足先进反应堆堆芯中子场在线测量的需求。本文提出了一种基于堆外中子能谱测量的堆芯中子场反演方法,通过正向中子输运计算构建堆芯相邻截断面之间的能谱响应矩阵,实现反应堆堆芯中子场的反演计算。通过采用两个简化的反应堆模型进行验证,其中对压力容器处反演的中子能谱与蒙特卡罗输运计算结果平均相对偏差约为14%,在外层燃料组件区域反演的中子能谱与蒙特卡罗输运计算结果平均相对偏差约为11%,初步验证了本方法的可行性。     

SARAX程序在复杂非结构几何堆芯计算中的应用研究

随着反应堆堆芯设计的复杂化,给堆芯物理的建模计算带来了一定的挑战。针对复杂几何堆芯的精细建模计算,采用基于任意三棱柱网格的离散纵标节块法,通过构造实体几何的方式,实现了复杂非结构几何堆芯的准确建模以及非结构网格的生成,同时由于非结构网格计算量大,采用了块雅各比的并行算法以减少堆芯输运计算时间。将SARAX程序用于空间反应堆和热管堆的计算中,特征值和堆芯径向功率分布结果与多群蒙特卡罗的计算结果吻合良好,特征值的计算偏差小于3.00×10^-3,径向功率分布的相对偏差小于1.5%,表明SARAX程序在复杂非结构几何堆芯计算中具有较高的精度。     

裂变碎片火箭发动机的蒙特卡罗模拟研究

2005年,美国Grassmere动力公司提出了一新型的空间推进概念——基于尘埃等离子体的裂变碎片火箭发动机(FFRE),NASA的NIAC项目2011年支持了这一概念的研究。其设计将裂变反应堆置于磁镜装置中,堆芯为磁约束的含铀尘埃等离子体,尘埃颗粒为半径100nm,高速裂变碎片从堆芯中逃逸,反冲产生推力,比冲理论上可达几百万s。本文将详细讨论FFRE中的物理过程,基于蒙特卡罗方法的MCNP和SRIM程序,模拟计算反应堆临界质量和裂变碎片的输运过程;基于热峰模型,计算尘埃颗粒温度的变化。反应堆设计的优化结果是使用氧化铍作反射层,氧化锎尘埃等离子体作核燃料,受磁场约束,碎片逃逸率可超过60%。     

基于数字化反应堆物理计算程序SHARK的一步法输运计算方法研究

为建立基于数字化反应堆技术的新一代反应堆物理计算方法,实现数字化反应堆高保真建模、高分辨率高精度计算,基于数字化反应堆物理计算程序SHARK,开展了一步法输运计算方法研究,建立并比较了二维/一维方法及准三维特征线输运方法;基于空间区域分解及粗网有限差分(CMFD)的大规模并行加速技术,实现了棒状堆芯及板状堆芯的全堆规模一步法输运计算。数值结果与蒙特卡罗程序基准解相比,特征值偏差小于100pcm(1pcm=10^-5),最大棒功率、板功率偏差小于3%,验证了SHARK程序一步法输运计算方法具有良好计算精度,能够适用于棒状、板状堆芯等多应用场景。     

反应堆中子学分析精准建模方法

复杂反应堆存在精细几何结构,传统手工方式建模难以保证计算模型的精度。本文发展了基于辅助面的复杂结构智能分解技术和样条面处理方法,能够将复杂精细模型自动精准地转换为蒙特卡罗计算模型。本文对基于SuperMC建立的精细的国际热核聚变实验堆(ITER)C-Lite模型和手工建立的Benchmark模型典型部件的体积进行对比,结果显示该方法使得ITER的建模精度提升了近10倍。     

基于蒙特卡罗程序的AP1000反应堆堆芯布置方案的模拟

AP1000是美国西屋公司研发的大型压水反应堆,采用先进的非能动安全系统。AP1000反应堆有两种堆芯燃料布置方案:D19和Adv。结合两种设计方案的优点提出了一种新的堆芯燃料布置方案。利用MCNP6(Monte Carlo N-particle 6)程序对D19堆芯和新方案堆芯的首循环进行建模,并主要计算了新堆芯的核设计参数随燃耗的变化。结果表明,新堆芯在首循环寿期内满足AP1000的主要核设计准则。通过大规模并行计算表明,带燃耗计算功能的蒙特卡罗程序MCNP6能够在堆芯设计工作中发挥很好的参考作用。     

压水堆燃料辐照性能多物理耦合并行分析程序开发

核燃料元件是反应堆的核心部件,其性能影响反应堆的安全性与经济性,利用燃料元件性能分析程序开展燃料堆内稳态辐照性能分析对于燃料设计及安全评价具有重要意义。通过开发燃料温度分布、变形计算、裂变气体释放及内压等模型,结合燃料元件热工-力学多物理耦合计算分析耦合方案,基于先进并行计算方法构建了高性能并行化燃料性能分析程序Athena。利用典型商用压水堆核电站数据及同类程序计算结果进行了程序初步验证,结果表明Athena程序计算结果合理可靠。通过定义堆芯功率及热工水力边界条件,程序能够并行开展压水堆全堆芯燃料辐照性能分析,提高燃料辐照性能分析效率,是数值反应堆原型系统（CVR1.0）的重要组成。     

压水堆重反射层堆芯核热耦合高精度计算分析研究

重反射层的应用可提高反应堆中子经济性,其结构和中子吸收特性均与压水堆常规围板/反射层差异较大,因此对核设计程序的计算分析能力提出了新的要求。为分析重反射层建模方案对堆芯中子学计算结果的影响,使用先进中子学程序SCAP N和确定论堆芯高保真模拟程序NECP X对压水堆重反射层问题进行了高保真模拟,分析了5种反射层建模方案下计算结果的差异,并将高精度计算结果与商用核设计程序系统进行了对比。数值结果表明,重反射层水洞内冷却剂温度变化对计算结果影响较小;相较精确建模方案,重反射层铁水打混建模方案造成的反应性计算偏差在±30 pcm以内、组件相对功率分布计算偏差在±2%以内。     

主产裂变99Mo的研究堆初步热工安全设计

针对主产裂变⁹⁹Mo的研究堆的需求,设计了堆芯总体方案。根据中子物理计算功率分布和该反应堆的热工水力设计限值,应用COTH程序确定了反应堆的热工水力设计参数。通过结果分析可知,该堆芯设计方案可满足设计要求。     

基于蒙特卡罗-离散纵标双向耦合方法的堆坑粒子注量率计算

为有效解决大型复杂核设施屏蔽计算问题,研究了三维蒙特卡罗(MC)-离散纵标（S_N）双向耦合方法,通过自主开发接口程序实现MC粒子概率分布与S_N角通量密度之间的相互转换,实现MC-S_N双向耦合计算。将基于MC-S_N双向耦合方法的程序用于某反应堆堆坑底部粒子注量率计算。利用MC程序建立堆芯及堆坑处的精细模型进行计算,三维S_N程序用于堆芯下表面与压力容器底面之间区域的计算。通过MC-S_N-MC两步耦合计算,给出堆坑通道及小室内的中子和光子注量率。三维MC-S_N双向耦合方法计算结果与单一MCNP程序结果吻合较好,初步验证了该方法是解决大型复杂核装置屏蔽问题的有效工具。     

基于CSG的堆芯蒙特卡罗输运模型可视化转换技术研究

为了提高堆芯蒙特卡罗精细输运计算模型（简称MC计算模型）的三维可视化分析效率，在充分调研目前MC计算模型三维可视化工具发展现状的基础上，通过对不同类型几何模型的特点，以及构造实体几何（CSG）模型的描述方法进行分析，提出了一种堆芯精细MC计算模型的自动三维可视化转换方法，并对可视化转换过程涉及到的CSG模型到边界描述（BREP）模型转换、BREP模型网格离散和CSG模型转换效率优化等关键技术进行了深入研究。测试结果表明，提出的MC计算模型自动三维可视化方法在功能和效率方面均能满足工程使用需求。      

Shielding Design and Analysis of Fusion–Fission Hybrid Energy Reactor Blanket

A preliminary design of fusion–fission hybrid energy reactor (FFHER) has been proposed by Institute of Nuclear Physics and Chemistry based on current fusion science and well-developed fission technology. In FFHER, shield blocks provide nuclear shielding and thermal shielding for internal and external blanket components. The hybrid of fusion core and fission blanket makes the spectra rather complex. Therefore, it is necessary to make detail shielding design and carry out radiation analysis according to the blanket structure and material property. In this study, a shielding design of combining several different material shield blocks has been proposed. The shielding analysis is performed by Monte Carlo (MC) method. For the radiation deep-penetration problem, the flux and statistical relative error of forward MC estimate are applied to get an optimal weight window for global variance reduction (GVR). The spatial distribution of neutron and gamma flux have been assessed along the shield block depth. Power deposited and dose rate distributions have also been simulated and analysed. Neutron irradiation damage has been studied to evaluate the material damage. Based on the configuration analysis, nuclear analysis and GVR method, an optimal FFHER blanket shielding design has been obtained.     

跳源法测量ADS启明星Ⅱ号的次临界度及动态特性

本文主要利用²⁵²Cf外中子源驱动的ADS启明星Ⅱ号次临界装置来验证理论计算的次临界度及不同次临界度下的断束动态特性。简要介绍了利用跳源法在ADS启明星Ⅱ号上测量次临界度的原理、实验装置、测量系统、堆芯布置及实验结果等。实验通过变化堆芯燃料棒的装载来模拟3个次临界状态，即k_eff分别为0.99、0.98和0.97。实验结果与理论计算结果符合较好，验证了理论计算的正确性。经过实验验证的理论计算程序和核数据，为将来的中国科学院战略性先导科技专项--未来先进核裂变能ADS嬗变系统的次临界反应堆设计提供参考价值。