蒙特卡罗方法在中子能谱研究中的应用

针对快中子能谱实验测量数据的修正 ,开发了FAMS MC蒙特卡罗计算程序 ,对 5 9、6 4和1 4 1MeV中子在Be核上产生的次级中子双微分截面的实验结果进行了修正计算 ,并与用MCNP蒙特卡罗程序修正的结果进行了比较。用FAMS MC程序进行中子能谱实验测量数据修正得到满意结果。     

采用非能动余热排出系统实验数据对RELAP5程序的评价

利用非能动余热排出系统1∶10原理性实验台架的稳态实验与启动实验数据,对RELAP5/MOD3.2程序进行评估。结果表明：对于本原理性实验系统,RELAP5/MOD3.2程序过低估算了蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,因而,程序中垂直管内的蒸汽凝结换热系数偏小,计算结果与实验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内蒸汽凝结换热模型进行了修正,修正后的计算结果与实验值基本吻合。评价结果表明：采用RELAP5/MOD3.2程序对该类型的非能动余热排出系统进行计算,需对程序中垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正。     

SPRR-300反应堆大热柱内中子注量率及能谱分布

利用MCNP程序校核ANISN程序计算出的堆芯分布，进行一维空间简化的修正；同时采用延伸横向尺寸的方法近似替代无法在一维模型中建立的反射层，以进行横向中子泄漏修正。经此修正后，用一维ANISN程序计算了SPRR-300反应堆热柱内的中子注量率分布和中子能谱。热柱内镉比的程序计算值与实验测量结果基本一致，两者间的偏差在5%以内，个别位置处的偏差不大于10%。这一结果表明，对热柱内中子注量率分布及能谱等深穿透问题，采用确定论一维离散程序ANISN可获得很好的计算结果。     

快堆控制棒组件非均匀效应修正方法研究

控制棒组件是快堆控制系统和安全保护系统的重要组成部分,快堆控制棒价值的准确求解至关重要。基于PASC?5程序的快堆少群均匀化群常数计算中使用直接体积均匀化方式,这会导致控制棒价值严重高估,必须对控制棒组件的非均匀效应进行修正。基于群常数修正的思路,本论研究了体积?通量权重、反应率之比守恒和反应性守恒3种方法在快堆控制棒组件非均匀效应修正中的应用;基于二维特征线程序开发了群常数修正因子计算程序FRHP。通过中国实验快堆算例进行测试验证,修正后的控制棒价值计算结果与MCNP计算的参考结果符合较好,表明3种方法均能对控制棒组件的非均匀效应实现有效修正,其中反应性守恒方法修正效果最好。     

秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故的RELAP5／MOD2分析

通过使用RELAP5/MOD2程序对秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故的计算,对该程序的临界流模型和传热模型进行分析,并与其它大型热工水力分析程序的计算结果及实验结果进行比较。在计算过程中,对RELAP5/MOD2程序汽水分离器模型的使用进行修正,使之符合核电厂安全评审计算的要求。     

体源探测效率计算及修正方法研究

用MCNP程序计算HPGe γ探测器与体源有一定距离时的探测效率,该方法对于体源探测效率的刻度有着重要意义。但是由于模型的不确定因素影响,计算结果可能有一定的偏差,充分考虑了影响偏差的因素,采用比较校正法推导了HPGeγ探测器计算体源探测效率修正数学公式。通过实验比较和理论比较方法验证修正公式,比较结果表明：MCNP程序计算体源探测效率可以作为体源探测效率刻度的有效手段。     

LBB泄漏率计算与热力学非平衡效应影响评估

裂纹泄漏率计算是破前漏（LBB）在核电站管道和设备上应用的基础。在Fauske模型基础上,整个裂纹内流体流动假设为等焓过程且充分考虑摩擦效应对裂纹临界泄漏率的影响,利用Mathcad计算得到了管道裂纹两相泄漏率,与已有文献中实验数据进行对比,将其发展成为可准确计算裂纹泄漏率的计算机程序。同时根据两相流动不平衡理论,对模型进行热力学不平衡参数影响修正。结果表明：随裂纹长径比(L/D)增大,两相泄漏率减小;随裂纹入口滞止压力增大,两相泄漏率增大;裂纹入口流体过冷度增大,两相泄漏率增大,数学模型计算结果与实验结果趋势一致,但忽略热力学非平衡效应,数学模型计算得到的临界流量小于实验流量。对于热力学不平衡参数修正后模型,模型计算得到的结果均与实验数据符合很好,故由修正后模型编制的Mathcad程序可完成裂纹泄漏率的准确计算,为LBB在核电站管道上的应用提供基础。     

应用ORIGEN2估算300#反应堆乏燃料元件活度

介绍了ORIGEN2向windows平台的移植与调试,描述了运行历史数据处理程序、原始成分数据处理程序、截面库数据修正程序和结果数据提取程序的流程图及使用方法,给出了几盒元件的计算结果,并与γ射线测量实验和累积释能估算燃耗数据进行了比较分析.     

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。     

加浓铀裸球临界装置系列的计算与分析(英文)

在CYBER 825计算机上移植了引进的反应堆燃料组件计算程序系统MARIA以后,又将该程序系统推广应用于加浓铀裸球临界装置。为了考虑共振裂变与共振吸收对计算结果的影响,研制了MARIA辅助程序MA。根据美国评价核数据库ENDF/B-IV的数据,利用MA程序对MARIA程序系统中的多群常数库进行了修正,部分数据文档作了更新。反应堆的几何曲率和增殖因子在输出通道中给出。计算结果的精度可以与Monte Carlo和Sn方法相比较。它与实验结果比较,在1％以内是符合的。     

基于非支配排序遗传算法的辐射屏蔽多目标优化方法研究

为提高反应堆辐射屏蔽结构设计效率与设计性能,减少传统辐射屏蔽设计方法的主观经验影响。本文基于非支配排序遗传算法对反应堆屏蔽结构开展多目标优化方法研究,并开发了反应堆辐射屏蔽多目标优化计算分析程序;利用典型反应堆辐射屏蔽结构模型对此优化方法和计算程序开展了初步验证。结果表明,非支配遗传算法可正确有效地用于辐射屏蔽结构的设计,优化效果显著。     

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。     

中国实验快堆一回路热工水力稳态计算程序开发

针对中国实验快堆(CEFR)的具体结构和稳态运行特点,利用Fortran语言开发了CEFR一回路热工水力稳态计算程序。重点开发了有关钠的多种物性的子程序、适应不同工况的钠的流动与换热计算子程序,并对关系式进行了对比分析,最后建立了稳态计算模型并开发了程序。在此基础上,对CEFR的一回路系统在满功率下的稳态热工水力特性进行了计算分析,所获得的结果同设计参数吻合,证明了所开发的子程序及稳态程序的正确性。     

UO2(NO3)2-TcO4——HNO3-H2O/TBP-OK体系萃取过程中锝分配比数学模型研究

通过文献报道的锝分配比实验数据与计算结果的分析和对比,引入校正函数P(c⁰(U),t)对现有锝分配比模型进行改进,建立了UO₂(NO₃)₂-TcO₄^--HNO₃-H₂O/TBP-OK萃取体系中锝的数学模型,并编写了锝分配比计算程序。利用国内外相关文献报道的179组实验数据对该程序进行验证,符合情况良好。通过与锝分配比文献数据以及原模型计算结果对比,对改进后锝分配比模型的性能进行了评估,改进结果明显优于原模型。改进后的模型可作为UO₂(NO₃)₂-TcO₄^--HNO₃-H₂O/TBP-OK体系、10～60℃、U浓度0～280g/L、硝酸浓度0.1～5mol/L范围内锝和铀萃取行为计算机模拟的基础。     

The Beam Profile Calculation for Diagnostic Neutral Beam on HT-7 Tokamak

A new calculation method is introduced for convergence beam intensity. The program based on this method is prepared for beam intensity distribution and beam power calculation. Taking the HT-7 DNB as a reference, the beam profile calculated by program is similar with that of Gaussian fit of experimental data.     

压水堆重反射层堆芯核热耦合高精度计算分析研究

重反射层的应用可提高反应堆中子经济性,其结构和中子吸收特性均与压水堆常规围板/反射层差异较大,因此对核设计程序的计算分析能力提出了新的要求。为分析重反射层建模方案对堆芯中子学计算结果的影响,使用先进中子学程序SCAP N和确定论堆芯高保真模拟程序NECP X对压水堆重反射层问题进行了高保真模拟,分析了5种反射层建模方案下计算结果的差异,并将高精度计算结果与商用核设计程序系统进行了对比。数值结果表明,重反射层水洞内冷却剂温度变化对计算结果影响较小;相较精确建模方案,重反射层铁水打混建模方案造成的反应性计算偏差在±30 pcm以内、组件相对功率分布计算偏差在±2%以内。     

研究堆冷中子源冷包的强度分析

利用ANSYS软件包对某研究堆冷中子源（CNS）的冷包在内外压共同作用下的强度进行分析。分析结果表明，冷包的原设计不甚合理，冷包的局部应力超过了设计应力。变更原结构的几何尺寸后进行了进一步计算分析，并提出了相应的补强方案。改进后冷包的计算结果表明，补强后的结构很好地满足设计要求。研究结果为冷包的实际工程设计提供了依据。     

欧洲铅冷快堆水平螺旋管式蒸汽发生器热工水力性能分析

以欧洲铅冷堆（ELSY）水平螺旋管式蒸汽发生器（HST-SG）为研究对象,结合其结构参数和运行参数,选取了合适的传热阻力模型开发了一维稳态热工水力计算程序,采用该程序首先对ELSY HST-SG进行校核计算,以验证程序计算的准确性,再结合计算结果,对ELSY HST-SG热工水力性能进行详细分析,并针对不同运行参数开展对比分析研究。分析结果表明,ELSY HST-SG各项参数选择合理,热工水力性能优良,结构紧凑。因此,该程序可用于ELSY HST-SG的设计开发和性能分析。      

堆内辐照在线产氚氦冷陶瓷氚增殖剂包层球床组件热工流体力学计算分析

在研究堆内进行辐照在线产氚试验是ITER计划专项国内配套研究项目之一。本工作主要针对研究堆内辐照氦冷陶瓷氚增殖剂包层（简称陶瓷）球床组件的试验技术要求，评估辐照陶瓷球床组件设计方案的可行性。通过对不同的陶瓷球床组件结构参数和组件在堆内的不同辐照位置，进行热工流体力学设计计算，得到满足要求的入堆辐照陶瓷球床组件设计方案。     

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。