船用反应堆屏蔽设计的可视化与快速计算功能开发

船用反应堆的屏蔽设计问题直接关系到核能能否安全的用作舰船的动力系统。MCNP在船用反应堆的屏蔽计算中应用十分广泛,但其输入程序的编写及输出结果的整理较为繁琐,为了使用户更加简便的编写MCNP输入文件,直观的分析输出结果,本文开发了针对MCNP输入与输出文件的可视化软件。此外,在船用反应堆的屏蔽设计过程中需要MCNP进行大量屏蔽计算,所耗时间过长,为了实现在一定误差范围内的快速计算功能,本文采用BP神经网络模拟学习MCNP的计算过程,仅需给出指定的输入变量即可预测屏蔽计算输出结果,解决了MCNP计算耗时过长问题,提高了屏蔽设计优化效率。     

一种基于MCNP程序的深穿透问题处理方法

辐射屏蔽计算是核工程设计的核心内容之一。MCNP是最常用到的屏蔽计算软件,但MCNP在处理深穿透问题上存在一定困难,计算误差较大。本文以简单的深穿透屏蔽计算为例,介绍了MCNP的减方差技巧在深穿透屏蔽计算中的应用效果,并提出了一种应用减方差技巧进行深穿透计算的思路。     

屏蔽设计组合优化研究

提出了一种寻找最优的屏蔽设计方案的屏蔽设计组合优化方法:首先通过建模,将屏蔽设计问题转化为各种屏蔽材料的组合优化问题;然后利用优化算法结合一维ANISN屏蔽计算程序,编写屏蔽设计优化程序来搜索最优方案;最后使用MCNP或DOT等精确的屏蔽计算程序进行屏蔽设计方案验证,实践证明这种方法简便易行。     

2MW液态钍基熔盐实验堆主屏蔽温度场分析

反应堆主屏蔽是核反应堆的重要组成部分,用来有效降低反应堆运行时屏蔽体外的辐射剂量水平,以满足反应堆部件材料对辐射限制的要求。温度是影响反应堆主屏蔽性能的重要因素。针对2 MWth液态熔盐堆(2-MW liquid-fueled molten salt experimental reactor,TMSR-LF1),采用MCNP软件获得功率分布后,利用Fluent软件对主屏蔽进行温度场计算。计算过程中利用Python语言编写了程序(MCNP to Fluent,MTF)来实现将MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)计算结果转换为功率密度的空间分布,以用户自定义函数(User-Defined Function,UDF)形式导入到Fluent,解决了MCNP计算结果不能直接导入到Fluent的问题,并分别计算了TMSR-LF1熔盐堆不同环境温度下的主屏蔽温度场分布情况。结果表明,在环境温度为5°C、18°C、25°C、30°C、35°C、40°C情况下,TMSR-LF1熔盐堆主屏蔽普通混凝土墙温度均低于要求限值,达到设计要求。     

中国先进研究堆水平孔道屏蔽设计优化研究

考虑辐射安全和经济性,对中国先进研究堆(CARR)的水平烫源孔道作了屏蔽设计优化研究.通过分步计算,克服了MCNP4C在计算粒子深穿透问题中的耗时、结果差的缺陷.再建立模型,将转门的屏蔽设计优化问题转化为屏蔽材料的组合优化问题.使用特征统计算法(CSA)结合ANISN程序,编写屏蔽设计优化程序.经过大量方案的筛选,很快找到了符合辐射安全、经济性和材料的机械特性的屏蔽设计优化方案optCH2;用MCNP4C程序计算了优化的方案,并与原方案做了比较.结果表明,optCH2方案的安全性能和经济性都比原方案提高很多.     

中子能谱在反应堆屏蔽计算中的应用分析研究

在反应堆的屏蔽设计中多采用蒙特卡罗中子-光子耦合输运程序(MCNP)计算反应堆压力容器和堆内构件的中子注量率,用以评估中子对结构材料的辐照损伤。MCNP在计算这类固定源问题时,源强的能量分布多采用MCNP自带的Maxwell裂变中子能谱或Watt裂变中子能谱,它们是典型能量的入射中子对应的向量裂变能谱。然而真正的裂变中子能谱是与入射中子能量相关的矩阵裂变中子能谱。为此,不同的中子能谱对反应堆屏蔽设计计算结果的影响被分析。结果表明:在反应堆屏蔽设计中应考虑不同能量的入射中子对裂变中子能谱的影响,即应该采用矩阵裂变中子能谱进行反应堆屏蔽设计计算。     

蒙特卡罗方法用于LiFTLD自屏蔽因子的模拟计算

自屏蔽因子是用LiFTLD探测器高精度测量n-γ混合场的重要参数.本文采用MCNP程序对文献中给定尺寸、密度和6Li含量的LiFTLD的自屏蔽因子进行了计算,并与推导的自屏蔽公式、Horowitz等的计算结果进行了比较.同时,对计算结果还专门设计了实验进行验证,证实MCNP计算自屏蔽因子所采用的模型和方法是可靠的.对于文献中没有给出自屏蔽因子的现有的LiFTLD,通过选取合理的模型,用MCNP计算了它们的自屏蔽因子.该研究结果对于n-γ混合场区分测量以及TLD的LET效应的研究都具有重要意义.     

D-T快中子治疗准直屏蔽体设计及中子特性模拟

设计了一个用于D-T快中子治疗的准直屏蔽体,通过D-T中子在准直屏蔽体中的MCNP模拟,计算了屏蔽体外透射中子和透射光子在水中的吸收剂量,由此评价了准直屏蔽体的屏蔽效果。利用MCNP程序,模拟了准直中子束及中子束中的γ射线在源皮距(SSD)100cm处的能谱,计算了γ射线与中子束在水中吸收剂量的比值,对准直中子束中γ射线的污染水平进行了评价。完成了准直中子束在人体组织等效水箱中输运的MCNP模拟,给出了吸收剂量深度分布、吸收剂量横向分布和吸收剂量等剂量曲线。     

基于蒙特卡罗-离散纵标双向耦合方法的快中子注量基准分析

蒙特卡罗（MC）-离散纵标（S_N）双向耦合方法是解决大型复杂核装置屏蔽问题的有效方法。本文针对三维MC-S_N双向耦合方法在大型压水堆核电站屏蔽计算中的应用,进行了基准验证分析。基于美国核管会（NRC）发布的NUREG/CR-6115压水堆基准模型,采用自主开发的三维MC-S_N双向耦合屏蔽计算分析方法,利用MCNP4C精确计算堆芯到热屏蔽精细模型以及位于压力容器内部计算区域的精确模型,三维S N 程序TORT用于进行热屏蔽到第2下降区外表面间的计算。通过自主研发的接口程序实现MC粒子概率分布与S_N角通量密度间的相互转换,实现MC和S_N 双向耦合计算。三维MC-S_N双向耦合方法计算结果与基准报告提供的MCNP、DORT结果符合良好,初步验证了该方法解决大型复杂核装置屏蔽问题的可行性。     

乏燃料运输容器二维辐射屏蔽优化分析

智能辐射屏蔽优化设计软件平台是基于遗传算法程序和一维离散纵标程序ANISN而开发的一维多目标屏蔽优化程序。使用该程序对乏燃料运输容器进行辐射屏蔽优化设计,构建了乏燃料运输容器多目标优化辐射屏蔽设计的计算模型,对乏燃料运输容器重量和外部剂量率进行了优化计算,并使用蒙特卡罗程序MCNP/4C进行校核计算。优化后乏燃料运输容器重量为原来的81.1%,剂量率下降到原来的65.4%以下。该程序计算结果与MCNP/4C校核计算结果最大偏差小于5%。计算结果证明了优化设计方案的可行性并验证了该程序计算的正确性。     

基于正向蒙特卡罗计算的自动源偏倚方法在屏蔽计算中的应用

反应堆屏蔽计算是粒子输运数值计算的难点问题之一。由于仅有少量处于堆芯外围组件的高能中子能到达屏蔽层外,如果对源粒子采用无偏抽样,大量的计算时间用于模拟无用的源粒子,计算效率很低。偏倚抽样是提升蒙特卡罗模拟计算效率的重要途径,包含源偏倚、输运偏倚和碰撞偏倚等。MCNP程序的权窗发生器可为输运偏倚和碰撞偏倚提供参数,但不包含源偏倚。本文利用正向蒙特卡罗计算权窗发生器产生的重要性函数,生成源偏倚参数以及与之匹配的权窗系数,在屏蔽计算中取得了很好的效果。本文的方法与MCNP的权窗功能完全兼容,使用方便。     

不同骨料混凝土屏蔽性能的MC法模拟研究

为研究不同骨料对混凝土的屏蔽性能的影响,利用MCNP5模拟~(137)Cs源放出能量为0.662MeV的γ射线穿过不同骨料的混凝土试块,得出出射能谱、线衰减系数、透射率及半衰减厚度,并利用γ射线屏蔽实验进行了验证。结果表明:MCNP5模拟计算的线衰减系数和实验测得的数据最大相对误差仅为3.17%,说明MC法模拟不同骨料混凝土屏蔽性能是可行的。结果为混凝土屏蔽性能的探索提供了模拟试验支持并对以后新型屏蔽混凝土骨料的研究具有重要指导意义。     

MCNP在次临界装置实验中的应用研究

MCNP3B程序是一个大型的多功能蒙特卡罗程序,可用于屏蔽设计和应用孔道的设计,以及某些临界装置的设计计算。文章介绍了应用MCNP3B程序对DF堆次临界装置的几个实验布置进行的物理参数计算,并将计算结果与实验结果进行了比较。通过对DF次临界装置的研究,以求MCNP3B程序能为零功率实验提供指导性意见,保证零功率实验的安全。     

ADS实验大厅中子防护工程技术研究

为了保障加速器驱动次临界系统(ADS)散裂靶与反应堆耦合特性及影响验证实验的顺利进行,以原子能院现有的临界实验装置为基础,对堆厅部分墙体进行屏蔽改造。建造由聚乙烯、镉、铅、钢以及混凝土等材料构成的屏蔽装置,以防止临界装置产生的射线外泄,使工作人员受到的照射保持在合理水平。通过MCNP模拟计算,完成了屏蔽结构的优化设计。基于槽钢支撑结构、铅屏蔽层、镉屏蔽层和聚乙烯屏蔽层等材料组成的组合屏蔽结构建立简化模型,采用ANSYS有限元分析程序计算分析得出各部分应力小于许用应力,稳定性符合要求。最后通过工程实践,完成对屏蔽性能理论计算结果的验证。     

A comparison of dose rate calculations for a spent fuel storage cask by using MCNP and SAS4

This paper presents a detailed comparison of the surface dose rate calculations for the NAC-UMS spent fuel storage cask by using MCNP and SAS4 computer codes. Their accuracy and computation efficiencies are compared. For such a real world deep penetration and streaming problem, effective variance reduction techniques are indispensable for a Monte Carlo simulation to obtain results of small statistic errors within reasonable computing time. The TORT-coupled MCNP calculation based on the CADIS methodology has been used in this study. The main differences between MCNP and SAS4 calculations are the underlying cross-section libraries and the adjoint functions used for variance reduction in Monte Carlo simulations. The cross-section libraries and their formats should be the root cause for some significant discrepancies between the MCNP and SAS4 results. In addition, limited by the 1D adjoint biasing scheme, SAS4 is inefficient in calculating the dose rates near inlet/outlet apertures. Considering all the computer time spent and the statistical errors of results obtained, the overall computation efficiency by using the TORT-coupled MCNP is better than SAS4 in the shielding calculations of spent fuel storage casks. More specifically, although the SAS4 efficiency is better when the cask side calculation is the only concern, the TORT-coupled MCNP technique is more efficient for the gamma-ray transport in cask top configurations and almost all the vent-streaming problems.     

硼铝复合材料热中子屏蔽性能分析

硼铝复合材料因制备工艺简单,力学性能良好,原材料价格低廉等诸多优点被广泛研究,并被用作诸多领域的热中子吸收材料。本文采用理论计算、MCNP软件模拟、实验测量等多种方法对硼铝复合材料的热中子屏蔽性能进行了评估分析。通过理论计算发现,对于相同配比的硼铝复合材料,从材料的热中子吸收性能方面,添加硼单质的效果优于添加碳化硼。通过MCNP程序模拟计算和实验测量发现,硼铝复合材料对能量低于10^-7 MeV的中子吸收效果比较显著。