在MCNP中考虑共振弹性散射的修正方法

蒙特卡罗方法采用自由气体模型来考虑中子与靶核的弹性碰撞中的热效应。传统的模型假设绝对零度下的弹性散射截面是常数,忽略了截面的共振效应所带来的影响。为在自由气体模型中考虑共振弹性散射效应,采用多普勒展宽舍弃修正方法,修正了连续能量蒙特卡罗程序MCNP的自由气体模型,并对Mosteller轻水堆多普勒基准题进行了分析。数值结果表明：对于轻水堆,在热态零功率的情况下,忽略共振弹性散射会高估燃料棒的无限介质增殖因数（k_∞）40～100 pcm,热态满功率下高估140～200 pcm;忽略共振弹性散射给燃料温度系数带来7%～15%正的偏差。同时分析了新的抽样方法对计算时间的影响,以及共振弹性散射效应对中子出射能量分布的影响。     

多普勒展宽舍弃修正对氟盐冷却球床高温堆中子学的影响分析

超热区中子的弹性散射易受靶核热运动影响,传统的蒙特卡罗程序采用常数散射截面自由气体模型来描述超热区中子的散射过程。研究表明,忽略共振弹性散射效应所引入的误差随温度的升高而增加,而氟盐冷却球床高温堆工作在高温条件下,为减小共振区弹性散射计算误差,有必要在中子学计算中使用多普勒展宽舍弃修正方法以考虑其共振弹性散射效应。本文使用修改源码后的蒙特卡罗程序MCNP5对氟盐冷却球床高温堆栅元开展中子学计算,发现经多普勒展宽舍弃修正后的²³⁸U的中子俘获率增加,无限增殖因数减小123～1182 pcm,且无限增殖因数偏差随燃料球栅元填充率及温度的升高而增大。     

共振自屏计算的子群法与共振干涉效应研究

对以子群法与特征线法相结合的中子共振自屏计算方法进行了研究,编制了共振计算程序(SGMOC);程序采用WIMSD格式的多群数据库。数值验证表明,SGMOC的计算结果与MCNP程序计算结果吻合良好,具有较高的计算精度与几何通用性。以SGMOC为基础,对子群法共振干涉效应修正计算的两种方法进行了研究分析。条件概率法对UO2燃料栅元无限增殖系数(kinf)计算的修正约为0.0003～0.0018;借助NJOY程序的方法对UO2燃料栅元kinf计算的修正约为0.0002～0.0013。     

小波尺度函数展开共振自屏计算方法在有温度分布共振自屏计算问题中的应用研究

采用小波尺度函数展开方法来获得燃料栅元的径向功率分布,以及共振能区连续能量能谱在燃料栅元有径向温度分布情况下的径向变化。为了求解复杂几何多共振核素共振问题的,提出了小波尺度函数连续能量共振计算方法。通过与蒙特卡罗方法程序MCNP的计算结果进行比较,验证了方法的几何适应性和精度。该方法共振能区的连续能量核数据来自核数据处理程序NJOY,而非共振能区的多群核数据采用国际原子能机构发布的69群WIMSD4格式的数据库jeff31。由于多普勒温度效应,连续能量核数据随温度变化而不同,而数据库中不可能提供任意温度下的连续能量核截面。因此,本文采用插值方法来获得任意温度下的连续能量核截面,并验证了连续能量核截面温度插值对最终计算结果的影响。最终给出了存在径向温度分布的燃料栅元共振能区的连续能量能谱、反应率和无限增值系数,并与MCNP程序的结果比较。     

NECP-Atlas中共振弹性散射核处理模块的开发与验证

在多群截面和散射矩阵产生中考虑了靶核热运动以及共振弹性散射。首先,采用了任意勒让德阶数的各向异性共振弹性散射核公式,以计算准确的多普勒展宽能量转移核。使用了半解析积分方法来进行共振弹性散射核的计算。结合共振弹性散射核计算,提出了一种线性化方法来产生共振弹性散射核插值表。利用该插值表可精确插值共振弹性散射核以减少计算成本。其次,基于共振弹性散射核开发了慢化方程求解器从而代替传统的渐进散射核。该求解器可以正确地考虑中子上散射效应对于中子能谱的影响。在多群截面归并时使用更加精确的中子能谱,以此可以得到更加精确的多群截面。上述所有方法都已集成至核数据处理程序NECP-Atlas。数值结果表明,所提出的方法可以为下游计算提供准确的多群截面;相比于传统方法所产生的多群截面及散射矩阵,当上散射效应被考虑时,使用确定论程序所计算的燃料温度系数以及特征值有较大的变化。     

各向异性散射截面对快堆敏感性系数计算影响研究

快能谱反应堆由于中子能量较高,中子各向异性散射会对计算结果有重要影响。本文在计算弹性散射和非弹性散射截面敏感性系数时,研究了高阶散射截面扰动对弹性散射和非弹性散射截面敏感性系数计算的影响。从理论上分析了隐式敏感性产生的原因和相关近似条件,采用直接扰动方法计算了ZPR-6/7快能谱反应堆主要核素的主要反应道的敏感性系数。研究结果表明,对于ZPR-6/7快能谱反应堆,不扰动238U高阶散射截面,总的弹性散射截面的敏感性系数比考虑高阶散射截面时的敏感性系数高44.3%,不考虑56Fe高阶非弹性散射截面的扰动,会造成非弹性散射截面敏感性系数偏高28.9%,而对其他核素的弹性散射和非弹性散射的敏感性系数影响较小。考虑到高阶散射截面后,自主开发的程序SUFR计算的总的敏感性系数结果与国际同类程序ERANOS和MCNP的计算结果吻合很好,最大偏差不超过3.22%,同时238U的弹性散射反应道和56Fe的非弹性散射反应道对有效增殖因子不确定度分析的精度也有了很大提高。因此,快堆敏感性系数计算需要考虑高阶散射截面影响,同时敏感性和不确定度分析程序SUFR开发正确,针对于快能谱反应堆进行敏感性系数的技术路线可行,计算精度同国际同类程序的计算精度相当。      

ASCFR1.0/MC的研制及其在ASCFR固体慢化剂温度效应计算中的初步应用

为研制出适用于改进型超临界水冷快堆的精确截面库(ASCFR1.0/MC),并将其应用于温度效应的计算中,首先使用快中子临界基准题JEZEBEL对截面加工程序(NJOY)中各模块的重要参数进行敏感度分析,详细比较不同输入参数对NJOY加工时间以及MCNP程序计算精度的影响,从而选择最为合理的输入参数。在此基础上,以2011年9月发布的ENDF/B-VII.1为基础库研制ASCFR1.0/MC,并针对该库应用多普勒反应性系数基准题进行基准验证。验证结果表明,ASCFR1.0/MC库的计算精度非常理想。最后针对改进型超临界水冷快堆(ASCFR)的固体慢化剂进行温度反应性系数的初步计算,发现ASCFR呈现正的慢化剂温度效应。     

基于ENDF/B-VII.0评价库的多群参数库MUSE1.0的开发与初步验证

采用NJOY程序研制了基于ENDF/B-VII.0评价库的172群中子-42群光子多群截面库(MUSE1.0),该库的权重谱采用Vitanim-e谱,角分布采用勒让德P6近似;热散射数据由自由气体模型产生,共振自屏修正选择了10组背景截面。该库含有293、600、800、900 K等温度下的截面数据;采用GENDF、MATXS和ACE多群3种格式存储。采用MCNP程序,从临界计算和屏蔽计算两个方面对该库进行较全面检验。结果表明,MUSE1.0在临界计算以及屏蔽计算方面具有较强的通用性,对于热散射效应以及共振自屏效应具有较好地描述能力,可以满足超临界水堆概念设计研究方面的应用要求。     

LN函数核截面隐式敏感性系数计算方法

许多新型反应堆由于能谱较硬,核数据引起的不确定度已成为反应堆物理设计主要不确定度的来源。之前针对快能谱反应堆的不确定度分析主要集中在显式敏感性系数计算及不确定度分析,对隐式效应的分析较少,很少对隐式效应的影响给出分析。本文在深入研究反应堆截面处理方法的基础上,提出了一种新的基于本底截面迭代方法的截面隐式敏感性效应分析方法,由于该截面隐式敏感性系数计算主要与LN函数相关,因此也称为LN函数隐式敏感性计算方法。并利用基准题对新方法计算的截面隐式效应进行了分析,证明了方法的正确性。针对提出的五核素快谱基准题,采用多群截面计算,在共振自屏效应强烈的能群,部分核截面敏感性系数隐式效应修正最大可达50%,针对少群截面,对于大多数反应道,考虑隐式效应后计算得到的k_eff相对敏感性系数和不确定度计算精度均有明显提高,但有部分反应道可能是由于Bondarenko方法和窄共振近似本身问题,导致敏感性系数和不确定度精度改善不明显。     

考虑有效共振积分不确定度的抽样方法研究

在核反应堆物理计算中,核数据库中的截面是影响计算结果的重要因素,研究其不确定度对结果的影响具有重要意义。本文基于3个核评价数据库,利用NJOY程序制作了70种主要锕系核素和部分裂变产物的69群协方差数据库。开发了不确定性分析程序SUACL,该程序利用上述协方差数据库和国际原子能机构制作的69群WIMSD数据库,基于随机抽样的方法产生微扰后的多个核数据库样本;然后利用DRAGON程序对NEA/OECD基准中的PWR栅元进行了计算,计算结果表明,~(235)U和~(238)U两种核素裂变-裂变、辐射俘获-辐射俘获和弹性散射-弹性散射参数对对栅元k∞的相对不确定度与其他程序的吻合良好,验证了程序和理论方法的正确性。同时利用随机抽样方法对5个制作参数的不确定度进行了研究,发现包壳厚度的不确定性对无限增殖因数有较大影响,主要原因是其本身的相对不确定度较大。     

基于特征线法计算的超细群慢化方程求解方法

为实现对复杂几何、复杂能谱组件的精细计算,提出了一种基于特征线的超细群慢化方程求解方法。通过耦合特征线法中的固定源计算,在共振能量范围内建立超细群慢化方程,通过精细能谱获得复杂结构下的共振自屏截面。对典型压水堆栅元问题、带有温度分布的栅元问题、燃料内部存在不均匀性的栅元问题以及板状燃料组件问题进行了计算。结果表明,基于特征线的超细群慢化方程求解方法可精确计算复杂几何、复杂能谱问题,为共振计算提供基准。     

子群法与特征线法结合的中子共振计算

传统的中子共振自屏计算方法采用了有理近似,局限于处理简单的共振模型,在处理复杂燃料栅元/组件时会引入较大误差。为提高复杂情况下共振计算的精度,将子群法共振模型与特征线方法结合,推导了子群法-特征线法方程。基于WIMSD格式的69群数据库,编制了可用于任意二维几何中子共振计算的SGMOC程序。通过数值验证表明,该程序计算结果与MCNP程序计算结果吻合良好,具有较高的计算精度与几何通用性。     

电离法校准低能质子剂量技术

本工作建立1套电离室绝对剂量测量系统，对自制石墨电离室性能进行研究，实验结果表明自制电离室系统满足标准电离室的要求。设计了1套基于同向测量的透射电离室，用于在线监测束流变化，为剂量测量的准确性提供了依据，解决了替代法校准时束流波动对测量结果造成较大不确定度的问题。对已建立的电离室测量低能质子吸收剂量绝对测量系统进行不确定度评估，合成标准不确定度约4%。最后，以自行研制的质子剂量测量系统（电离室系统、透射电离室系统）在HI-13串列加速器上开展了对丙氨酸剂量计校准技术的研究，获得了不同能量质子辐照下的RE值。     

Comparison Autocorrelation Method and SVD Method for Plasma Mode Analysis in Tokamaks

Autocorrelation method (Single time series) is new method for analysis of plasma mode in Tokamaks. In this article autocorrelation method has been compared with SVD method. Energy of the modes which obtained by SVD analysis showed that the autocorrelation method is a cited method for mode detection.     

非均匀变分节块法

传统的节块方法均属于均匀节块法,要求节块内的材料必须是均匀分布的。对于传统的固体燃料核反应堆,该近似处理带来的误差是可接受的;但对于液体燃料的熔盐堆,流动的燃料由于空间上连续变化的温度和核密度分布而具有连续变化的宏观截面,使传统的节块方法无法在保证计算精度的同时取得较高的效率。为尝试解决该问题,本文在一维扩散近似的情况下,基于变分节块法推导了能处理空间连续变化截面的非均匀变分节块法,并开发了相应的计算程序Violet-Het1D。数值结果表明,在相同的节块划分和展开阶数条件下,非均匀变分节块法和均匀变分节块法计算时间相当,但前者的计算精度高于后者。     

一种自适应的γ射线能谱数据平滑方法

分别采用自适应小波方法和传统的多项式拟合移动平滑方法平滑γ射线能谱,在此基础上,计算^60Co刻度源1332keV峰的半高宽和^238U的活度。结果表明：采用自适应小波方法平滑后的计算结果优于传统方法的结果。     

节块法部分插棒显式表示法及数值结果

节块法在堆芯扩散计算程序中得到广泛应用,但由于采用较粗网格以加快计算速度,给计算结果带来锯齿效应。锯齿效应影响部分与堆芯扩散相关的计算结果。本文提出将部分插棒节块内的中子截面在节块法横向积分方程中进行显式表示的方法,即引入与节块轴向位置相关的截面阶跃函数。数值结果表明,该方法显著改善了锯齿效应引起的控制棒微分价值偏差,特别是基本完全消除了该效应对控制棒相关动力学问题的偏差。