结合几何的MCNP计算结果可视化分析系统的研究与实现

蒙特卡罗粒子输运程序MCNP在分析复杂例题的模拟计算结果数据时,具有分析过程不直观、效率低等问题。FDS团队结合科学计算可视化技术、GPU(图形处理器)可视化编程技术,以及本团队自动建模系统MCAM的反向转换引擎,自主研发了集数据分类提取、图形化管理以及结合几何的三维数据可视化分析功能于一体的MCNP计算结果可视化分析系统。以国际热核实验堆ITER为代表的大量测试结果表明,该系统显著提高了数据的利用率和分析效率。     

MOX堆芯中子注量计算方法研究

快中子注量是影响压力容器材料性能的重要指标。在堆芯装有钚铀氧化物混合燃料(MOX燃料),堆芯物理特性发生明显变化时,现有的屏蔽计算软件能否准确预测压力容器所受的快中子注量率值得研究。本研究分别使用MCNP、TORT、SCALE等国际通用的屏蔽计算程序对VENUS-2基准题进行分析比较。研究表明,各软件对含MOX燃料堆芯的中子注量率计算偏差均在合理的范围内,能满足工程设计的需求,MCNP程序的计算精度相对更高。     

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。     

压力容器快中子注量有效降低的堆内屏蔽策略研究

压力容器是反应堆不可更换部件,有效降低压力容器所受快中子注量、降低压力容器材料辐照损伤,对确保压力容器全寿期的完整性具有重要意义。为此,本文通过构建典型的压水堆简化模型,采用基于遗传算法的屏蔽优化方法,对反应堆堆内设置不锈钢反射层、设置不锈钢热屏,以及二者的结合等三种堆内屏蔽策略的有效性进行了研究,并形成了相应的结论。最后,将研究的堆内屏蔽策略应用于“华龙一号”反应堆,通过高精度的蒙特卡罗方法分析表明压力容器快中子注量获得了显著的降低,验证了本文提出的堆内屏蔽策略对降低压力容器快中子注量的有效性。     

压水堆一回路反冲质子反应源项GEANT4模拟

在核反应堆一回路系统中,裂变中子产生的反冲质子通过电离、多次散射以及韧致辐射后,与冷却剂中的~(16)O、~(18)O和~(11)B反应生成具有β~+放射性的~(13)N、~(18)F和~(11)C等核素,采用符合测量方法可以探测这些核素从而推断一回路水的泄漏情况。采用GEANT4程序对秦山二期压水堆全堆芯进行建模及源抽样描述,编制C++工具自动生成GEANT4计算所需的中子源分布,实现了G4-NONU功能以及GEANT4程序中中子固定源的输运计算。充分考虑反冲质子电离、多次散射以及韧致辐射等因素,计算了压水堆一回路水中由质子反应产生的~(13)N、~(18)F以及~(11)C等核素的产生率、浓度以及活度,拓展了反应堆源项计算工具。     

ITER赤道窗口生物屏蔽层特性研究

ITER赤道窗口生物屏蔽层外的窗口室是放置各种电子仪器和管道的场所,在停堆后允许人员进入其中进行维修等工作.为了保证工作人员安全,本文研究了停堆后窗口室中的剂量率分布.文中使用大型集成中子学计算分析系统VisualBUS中的建模、计算分析模块完成了停堆剂量率计算.结果表明,ITER停堆1天后赤道窗口室中剂量率高出限值(...     

三维停堆剂量率计算程序研发及其在EAST上的应用

为了精确分析核装置停机后周围空间的三维辐射剂量场分布情况,本文基于停堆剂量计算的严格二步法思想,发展了基于蒙特卡罗输运计算程序MCNP和欧洲活化计算程序FlSPACT的耦合三维停堆剂量计算程序,实现了中子输运、材料活化和光子剂量计算的自动耦合.将该程序初步应用于EAST装置停堆剂量计算,得到了托卡马克装置停堆后周围空间...     

正则化径向基函数神经网络在堆芯轴向功率分布重构中的应用

将正则化径向基函数(RBF)神经网络应用于堆芯轴向功率分布重构,通过6节堆外中子探测器的读数值重构堆芯轴向功率分布。使用ACP-100模块式小堆的7740套功率分布以及对应的模拟堆外探测器读数,对RBF神经网络重构方法进行了验证,结果表明:正则化RBF神经网络重构方法可以精确地重构出堆芯轴向功率分布,并且具有良好的鲁棒性,可以克服功率分布重构问题所固有的不适定性。     

离散纵标与蒙特卡罗耦合方法在反应堆屏蔽计算中的应用

建立基于离散纵标方法计算程序DOT以及蒙特卡罗方法计算程序MCNP的耦合方法。通过为MCNP程序SSR命令提供二进制源描述文件,实现在不重新编译MCNP程序条件下的离散纵标与蒙特卡罗耦合。在600 MW核电厂反应堆堆坑小室屏蔽计算中应用耦合方法的计算结果验证该方法的正确性。在耦合方法中研究探索源偏倚策略的实现方式,计算结果表明,源偏倚技术应用与离散纵标与蒙特卡罗耦合方法计算中,能有效降低统计方差,提高计算效率。     

基于多专业耦合分析的钍基熔盐堆反应堆本体设计研究

基于固态燃料钍基熔盐堆（TMSR-SF1）的特点，提出了基于多专业耦合的反应堆本体设计方法。参考现有成熟的设计规范，结合固态燃料钍基熔盐堆反应堆本体的结构和功能要求，完成了反应堆本体结构设计方案，并进行了反应堆本体屏蔽设计分析、堆容器上顶盖传热与温度场分析、反应堆结构力学分析，最终通过本体结构设计与多专业分析的反复分析迭代，初步实现了TMSR-SF1反应堆本体设计，满足TMSR-SF1功能要求。此外，通过反应堆结构选材论证和制造可行性分析，确保了结构设计的工程可实施性。