Neutronics Optimization of Tritium Breeding Blanket for the FDS

Neutronics optimization calculations have been performed for the tritium breeding blankets with solid ceramic breeder Li2O and liquid eutectic breeder Li17Pb83,respectively,based on a 2-D geometrical configuration using the Monte Carlo neutron-photon transport code MCNP/4B.The effects of beryllium.^6Li enrichment and various structural materials on Tritium Breeding Ratio have been systematically analyzed.     

A Multi-Objective Hybrid Genetic Based Optimization for External Beam Radiation

A multi-objective hybrid genetic based optimization algorithm is proposed according to the multi-objective property of inverse planning. It is based on hybrid adaptive genetic algorithm which combines the simulated annealing, uses adaptive crossover and mutation, and adopts niched tournament selection. The result of the test calculation demonstrates that an excellent converging speed can be achieved using this approach.     

紧凑 Tokamak(球形环)聚变堆第一壁及中心导体柱上中子负荷及核热计算与分析

采用通用蒙特卡罗粒子输运程序ＭＣＮＰ／３８计算低环径比Ｔｏｋａｍａｋ（紧凑环或球形环）聚变堆第一壁及中心导体上的中子壁负荷分布和核热沉积分布，并与常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上中子壁负荷分布和核热沉积分布进行比较、分析。结果表明，在中子壁负荷归一化为１ＭＷ／ｍ２时，与常规Ｔｏｋａｍａｋ相比，在低环径比Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁及中心柱表面上中子壁负荷分布峰值并不比常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上的峰值高，而且低于低环径比Ｔｏｋａｍａｋ堆整个第一壁上的平均值，而中心柱上的核热沉积峰值稍高于常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上的核热沉积峰值，但对较高中子壁负荷情况，中心导体柱上的核热沉积和辐照损伤仍可能是比较严重和值得特别研究的问题。     

蒙特卡罗粒子输运计算自动建模程序系统的研究与发展

在广泛调研和分析现有几何建模方法特点的基础上研发了具有可视化用户界面的自动建模程序系统MCAM.它可以实现多种商用软件CAD模型与MCNP模型之间的相互转换,且提供了模型建立、预处理、属性分析等基本功能和计算结果可视化及基于医学映像建模接口等扩展功能.全面系统地介绍了MCAM的设计思想与原理、总体结构、主要功能和国际合作协议框架下的应用测试等情况.实践表明,它是一个实用的MCNP计算辅助工具和核设计与核分析质量保证工具.     

ITER中国液态锂铅实验包层模块活化特性分析与废料处理

使用中子学程序系统VisualBUS和活化数据库EAF-99对DFLL-TBM的高级子模块DLL-TBM的活化特性进行了计算和分析,包括DLL-TBM各部件在不同停堆时间的活度、衰变余热和剂量率.活化计算所需要的三维中子能谱通过MCNP/4C中子/光子输运程序和国际原子能机构发布的FEND1.0数据库计算得到.在活化计算分析的基础上,参照欧洲聚变堆安全和环境评估(SEAFP)策略中有关核废料的处理标准评估了TBM各区材料在退役后的废料处理工作,包括核废料应该采用何种适当的方式进行处理及其被完全清除干净的可行性.     

聚变发电反应堆双冷锂铅包层热工水力学设计与分析

依据结构设计和中子学计算结果给出了聚变发电反应堆FDS-Ⅱ双冷锂铅(DLL)包层热工水力学设计方案。采用数值计算软件对液态金属增殖区LiPb流场和第一壁热-结构等进行了模拟,并对功率转换系统的热效率进行了计算。通过分析评估,证实该包层热工水力学方案能较好地实现FDS-Ⅱ聚变发电反应堆预期目标。     

适用于Living PSA的故障树求解方法

Living PSA是当前核电厂的安全分析与评价中最热点的问题之一，Living PSA实现中最为根本而又关键的问题是“速度”问题：在现有PSA方法的基础上，根据Living PSA的特性，设计了一种适用于Living PSA的故障树求解方法，即独立模块排序求解法，并通过例子详细地说明了该方法实现过程：这个方法除了能快速地求解故障树以外，当故障树结构或故障树中部件可靠性模型或数据发生变化时能实时地求解故障树。     

Neutronic Comparison of Tritium－Breeding Performance of Candidate Tritium－Breeding Materials

Tritium self-sustainment, which will meet the fuel requirement of fusion reactor, is one of the key issues of fusion power development. The tritium breeding performances of various tritium-breeding materials are compared based on a series of neutronics calculations using three-dimensional Monte Carlo neutron-photon transport code MCNP/4C with the IAEA FENDL-2 data library. The effects of the dimensions of the tritium-breeding zone and the enrichment of 6Li on Tritium Breeding Ratio (TBR) are analyzed. The effects of Be as a neutron multiplier on TBR are also calculated.     

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层第一壁结构热应力计算与分析

使用有限元程序对聚变次临界堆双冷嬗变包层第一壁进行数值模拟 ,给出不同载荷条件下的温度场和应力场分布 ,结果证明典型氦气系统设计满足热工要求。依据数值模拟结果对第一壁氦气载热能力进行分析 ,并考虑了流道形状对结构热应力的影响。     

基于自动网格划分与权窗平滑的自适应减方差方法

如何更高效发挥减方差的作用是蒙特卡罗方法在先进核能系统屏蔽分析应用中的研究热点之一。本文发展了一种基于自动网格划分与权窗平滑的自适应减方差方法,在蒙特卡罗和确定论耦合的一致性伴随驱动的重要性抽样方法(Consistent Adjoint Driven Importance Sampling,CADIS)基础上,利用计算机辅助设计(Computer Aided Design,CAD)自动转换和自由程自动划分SN网格,通过确定论方法伴随预计算,实现基于伴随通量的区域权窗参数自动配置,并对伴随通量变化剧烈区域进行权窗平滑处理,保证了粒子在不同区域的有效偏倚,进一步提高计算的效率,从而解决大空间蒙特卡罗计算难以收敛的问题。该方法已初步应用于中国铅基反应堆(China Lead-based Reactor,CLEAR)堆顶盖的屏蔽计算分析,该案例具有结构复杂、屏蔽材料厚重的特点,测试结果表明本方法将计算效率提高近10倍。