用于厚屏蔽小探测器的蒙特卡罗模拟减方差方法研究

反应堆屏蔽计算中经常出现厚屏蔽、小探测器问题，常规蒙特卡罗方法难以有效解决。基于自动重要抽样（AIS）方法，本文提出了小探测器自动重要抽样(SDAIS)方法，并针对小探测器问题，优化了AIS方法的虚粒子赌分裂算法。该方法在自主开发的蒙特卡罗屏蔽程序MCShield上进行了实现。使用NUREG/CR-6115 PWR基准题验证该方法的正确性和计算效率。结果表明，SDAIS方法可有效地解决厚屏蔽小探测器问题，相比AIS方法及传统的重要性方法，计算效率提升1~2个量级。     

CL-20及其共晶炸药热力学稳定性与爆轰性能的理论研究

基于自主研发的第一性原理软件研究了六硝基六氮杂异伍兹烷(CL-20)炸药五种晶相、苯并三氧化呋咱(BTF)炸药晶体及CL-20/BTF共晶炸药结构的热力学稳定性、力学性能和爆轰性能。研究表明,弱氢键的静电吸引作用使CL-20/BTF共晶的分子间结合能相对于无氢BTF晶体增加39%,提升了共晶结构的热力学稳定性并较大地改变了其体弹模量和声速等力学性能。CL-20/BTF共晶虽与纯BTF晶体有相近的密度,但由于共晶的氧平衡系数得到优化,因此其爆压、爆速分别相对提高约11%、5%;与β-CL-20晶体相比,共晶的密度与氧平衡均有所下降,因而其爆压、爆速分别相对下降约15%、6%。设计新型钝感共晶炸药应避免共价键强度极弱的分子和具有高密度振动谱特征峰的结构,应有效利用氢键对分子空间堆积的热力学稳定效应,同时适量控制氢元素含量以保障炸药的高能量密度。     

JCOGIN粒子追踪算法优化

本文分析了多种先进蒙特卡罗程序的CSG粒子追踪算法，对JCOGIN粒子追踪模块进行了优化。粒子定位算法采取了边界粒子定位和源粒子位置预估，能减少一定量的粒子定位计算；径迹求交算法采取了安全距离优化和布尔二叉树展开，其中安全距离优化可减少电子输运径迹求交次数，布尔二叉树展开能使布尔体求交算法的时间复杂度降为O（n）。应用4个典型算例测试了优化效果，结果表明，粒子定位算法优化对于一般问题具有一定的优化效果，安全距离优化显著提升了电子输运效率，布尔二叉树展开大幅提升了JMCT对于非规则复杂几何的计算速度。     

快中子脉冲堆弱源爆发脉冲实验理论研究

我们在应用Hansen理论研究快中子脉冲堆弱源爆发脉冲实验时发现,理论与实验结果差距非常大。对此,我们分析了原因,然后从求解系统中子数概率分布函数出发,研究和求解了系统有限长裂变链的期望值,给出了有限长裂变链期望值的求解方法和基本形式,讨论和定量计算了Godiva-Ⅱ和CFBR-Ⅱ脉冲堆有限长裂变链的期望值。然后研究了有限长裂变链导致缓发中子先驱核增值行为,结果表明,在等待爆发脉冲期间缓发中子数可发生数倍的变化。最后,在两种不同的物理假定下,对Hansen模型给予了改进。改进后的模型可以较理想地模拟Godiva-Ⅱ和CFBR-Ⅱ两个脉冲堆的实验结果,表明结果是可信的。     

任意温度下H_2O中H中子热散射律数据研制

轻水反应堆堆芯模拟计算需在较宽的温度范围内进行,热中子能区(4eV以下)H_2O中H的热散射律数据对计算有很重要的影响。目前主流基础评价核数据库中,H_2O中H的热散射律数据均在有限的几个温度点上给出,因此计算只能在这些温度下精确进行。为提高轻水反应堆模拟计算的可靠性,基于IKE热中子散射模型,给出了293.6~1000 K范围内任意温度下H_2O中H的热散射律数据的计算方法,并制作了系列H_2O中H的温度间隔为10 K的热散射律数据。利用制作的热散射数据和MC输运计算程序,模拟分析HMF004基准实验和VENUS3轻水反应堆在不同慢化剂温度下的有效增殖因数(keff)。计算结果符合物理规律,验证了H_2O中H的热散射数据的制作是正确的。     

~7LiH材料热中子散射数据研究

基于热中子散射理论,编制热中子散射数据计算程序Sirius。采用基于密度泛函理论的第一原理冻结声子方法,得到7Li H中7Li和H的声子态密度。利用Sirius程序和声子态密度,获取7Li H的热中子散射数据。理论分析表明,获得的数据合理。     

有球形损耗物的矩形开孔电大腔的PWB分析

从功率平衡(Power Balance,PWB)方法提出以来,对开孔腔体的圆形孔缝研究居多,且为了弥补PWB方法对于开孔腔内存在损耗物质的腔内平均场值研究,用PWB方法研究了在平面电磁波照射下有球形损耗物质的矩形开孔电大腔内的平均场值水平,随着入射频率的升高,此结果与全波分析软件所得结果的吻合度越来越高,验证了其有效性。并且发现在各入射频点下,当球形损耗物质的相对介电常数为恒定值时,随着球形损耗物质电导率的逐渐增大,矩形开孔电大腔内的平均场值水平逐渐趋于稳定。     

次临界能源堆用多群截面库的研制与校验

采用NJOY程序制作187群多群截面,使用输运程序ANISN计算铀球临界基准题和铀球水腔模型,对该多群截面库临界计算、反应率、中子能谱计算进行数值校验.将该多群截面应用于次临界能源堆多层球壳模型计算,计算结果与连续能量蒙特卡罗程序MCNP5的结果进行比较.结果表明,该多群截面库制作正确,可用于次临界能源堆物理计算,能够正确给出反应率值和中子能谱.