基于快堆嬗变的伪裂变产物截面制作

从ENDF/B-VII库提取数据,通过NJOY程序对快堆中生成的裂变产物核素进行模块加工,利用Matlab进行编程对NJOY程序计算得到的数据进行再次加工处理,得到235U核素快堆嬗变的多群伪裂变产物截面数据,然后用MCNP程序对设计的快堆进行计算得到中子能谱图,并用中子能谱对MCNP程序生成的多群截面进行并群。把生成的数据与NJOY程序生成的数据进行对比验证表明,经过处理的截面数据可以用于快堆的燃耗计算。     

基于ENDF/B-Ⅶ的部分核素ACE格式光核截面的制作与检验

MCNP5程序可以用于电子加速器驱动次临界系统的建模运算,其调用的截面数据库缺乏部分核素的光核数据。利用NJOY程序将ENDF/B-Ⅶ中的7种核素原始光核数据制作成MCNP5可利用的ACE格式的光核数据,并用MCNP5建立模型计算出所加工核素的光中子反应微观截面,得到光中子反应微观截面随光子能量变化曲线,并与IAEA编写的技术文档中各核数据中心的截面曲线进行对比。结果表明,所有核素光核反应数据制作过程正确,但52Cr、58Ni和91Zr的光中子反应微观截面在不同数据库中有一定的差别。     

基于ENDF/B-VII的部分核素ACE格式光核截面的制作与检验

MCNP5程序可以用于电子加速器驱动次临界系统的建模运算,其调用的截面数据库缺乏部分核素的光核数据。利用NJOY程序将ENDF/B-VII中的7种核素原始光核数据制作成MCNP5可利用的ACE格式的光核数据,并用MCNP5建立模型计算出所加工核素的光中子反应微观截面,得到光中子反应微观截面随光子能量变化曲线,并与IAEA编写的技术文档中各核数据中心的截面曲线进行对比。结果表明,所有核素光核反应数据制作过程正确,但52Cr、58Ni和91Zr的光中子反应微观截面在不同数据库中有一定的差别。      

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。     

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。     

MCNP程序中平行面源直穿贡献算法的改进

点通量估计方法广泛应用于探测区域远小于系统的模型。对于平行面源,MCNP5计算源粒子的直穿贡献部分的代码有错误,导致点通量计算结果与体通量计算结果差异较大。此外,MCNP程序（包括MCNP5和MCNP4C）对平行面源的直穿贡献进行多次重复计算,浪费计算资源,本文通过对算法进行改进,使计算时间大幅缩短。     

西安脉冲堆~(99)Tc、~(129)I热中子嬗变计算方法与实验验证

为了研究利用西安脉冲堆(XAPR)热中子开展99Tc、129I嬗变的可行性,对乏燃料中长寿命裂变产物(LLFP)99Tc和129I核素的热中子嬗变计算方法进行理论与实验研究。利用NJOY程序,以ENDF/B VII.0库为基础,制作99Tc和129I在XAPR堆芯辐照温度下的蒙特卡罗程序(MCNP)截面库,并分析不同参数对截面数据的影响。采用ACE(A Compact ENDF)格式截面库和燃耗程序CINDER’90自带的63群活化截面,利用MCNP程序对ORIGEN2数据库中99Tc和129I的辐射俘获截面进行修正,用ORIGEN2程序分析一定规格的99Tc和129I靶件在XAPR内辐照后的嬗变情况。与实验结果值进行比较,截面数据的差异主要来自中子注量率测量值与实际值的误差,结果证明利用XAPR开展99Tc和129I嬗变是可行的。     

反应堆临界-燃耗耦合蒙特卡罗计算

基于连续点截面MCNP程序 ,研制了三维多群P3 中子输运蒙特卡罗程序MCMG ,并与栅元均匀化程序WIMS耦合 ,实现了临界 燃耗耦合计算。采用WIMS产生的 69群共振、自屏宏观中子截面和BUGLE 80u47群微观中子截面 ,分别计算了简单反应堆和临界实验堆问题 ,计算结果与其它输运方法的计算结果和试验结果一致。在相同计算精度下 ,MCMG的计算时间较MCNP的计算时间少     

MCBurn--MCNP和ORIGEN耦合程序系统

介绍了MCNP和ORIGEN耦合程序系统MCBurn的理论模型，选取了一个压水维栅元燃耗计算基准问题(3种燃耗深度)对MCBurn进行验证。结果表明：MCBurn关于反应性和核素成分的计算结果与实验测量值和其它程序的结果符合良好，且MCBurn在某些计算结果、参数选择确定方式和程序自动执行等方面优于类似国外程序。     

基于MCNP对γ射线吸收剂量累积因子的计算与研究

使用蒙特卡罗程序MCNP计算了常用材料下的吸收剂量累积因子,计算时采用了较新的截面数据库MCPLIB04及介质材料的衰减参数数据库,并考虑了轫致辐射和相干散射等物理过程,同时将计算结果与相关文献给出的数据进行了比较,分析了造成差异的主要原因。结果表明:利用MCNP计算出的低Z材料的吸收剂量累积因子值在入射光子的中能区部分,平均比文献给出的数据偏小,在高能区部分平均比其偏大;而利用MCNP计算出的高Z材料的吸收剂量累积因子则普遍比文献给出的数据偏大。本文工作可为更新目前使用的较为陈旧的累积因子数据库提供参考。     

熔盐实验堆中燃料核素的灵敏度系数计算分析

以熔盐实验堆为模型,采用MCNP5和SCALE5.1中的TSUNAMI-3D-K5对燃料核素的灵敏度系数进行计算与分析。结果表明,灵敏度系数与核素在MSRE中的含量、位置和核素的中子反应截面有关,得到灵敏度系数最大的核素²³⁵U的宏观裂变截面和宏观俘获截面的灵敏度系数分别为0.267和0.110。MCNP5和TSUNAMI-3D-K5计算不同能区下²³²Th宏观总截面和俘获截面的灵敏度系数曲线一致,曲线在0.1 eV附近有一小峰,振荡区域同截面共振区范围相同。     

适用于ADS组件计算的HELIOS程序多群数据库制作研究

针对HELIOS程序用于加速器驱动次临界系统（ADS）组件计算时，程序自带多群数据库核素不全的问题，研究制作了一套适用于ADS组件计算的HELIOS程序多群数据库。基于ENDF/B VII.0，按照HELIOS程序多群数据库制作流程，针对程序自带数据库已有核素16O，重新制作45群数据库并进行微观、宏观检验，结果初步验证了多群数据库制作方法的正确性。针对自带数据库没有的核素，扩充了HELIOS程序自带112群数据库核素，并用栅元规模进行了验证，结果进一步表明多群数据库制作方法正确。针对HELIOS计算结果与MCNP基准值相对偏差较大的问题，提出了基于小背景截面的多群数据库修正方法，并对该方法进行了数值验证，结果表明该方法对计算结果有明显改进。      

快堆用蒙特卡罗多群数据库制作方法研究

基于离散角方法，开发了蒙特卡罗多群数据库生成程序MGXSMC，该程序可以实现从输入文件读取截面数据或者从指定格式的截面库中读取截面，产生可供蒙特卡罗程序MCNP或RMC计算的数据库，并且可自动生成相应的索引文件列表。采用二维两群不带反射层的国际原子能机构（IAEA）压水堆（PWR）基准题和铅基快堆（RBEC-M）基准题对MGXSMC程序加工产生的核数据进行验证，计算结果表明，采用P5阶近似多群截面与连续点截面计算的有效增殖系数（keff）结果相差24 pcm（1pcm=10-5），而采用P0阶近似多群截面与连续点截面计算的keff结果相差较大。由此说明蒙特卡罗多群数据库的制作方法和所开发的程序是正确的，同时，中子各向异性散射对铅基快堆计算结果影响较大，故制作蒙特卡罗多群数据库时应加入中子散射角数据。      

MCNP程序在反应堆临界计算中的应用

用三维的蒙特卡罗程序（MCNP）进行临界计算，着重介绍堆芯和反射层的建模，利用MCNP程序的重复结构功能简化对堆芯的描述，以JRR3为例计算了几个不同棒位于Keff值，计算结果与参值吻合较好，表明MCNP程序能够用于反应堆的临界计算。     

核电厂反应堆构件的退役活化源项计算

介绍一种核电厂反应堆构件退役活化源项的计算方法和计算结果及其初步验证。在对ORIGEN2程序的一群核反应截面进行修改后,采用蒙特卡罗程序(MCNP)和ORIGEN2程序相结合方法计算反应堆构件的退役活化源项。计算结果表明:退役反应堆构件的活化源项包括6~7种主要核素,随着构件材料成分和与堆芯距离的不同,主要活化源项的核素种类和数量发生显著变化;计算辐照监督管活化样品比活度并与测量数据进行对比,结果显示修正截面后的计算值与测量值符合得很好(相对偏差在20%以内),而未修正截面的计算值与测量值符合得较差,从而验证了本文所述方法的适用性。     

输运与燃耗耦合程序MCORGS的开发

开发了一套MCNP与ORIGENS耦合的接口程序MCORGS.其在绝对通量计算与截面更新的处理上都比MCCOOR程序严格,且可以处理外源问题、快中子谱问题,对复杂几何问题适应性好;整套程序(MCNP、ORIGENS、MCORGS)均用Visual FORTRAN开发,可在WindowsXP操作系统上运行.接口程序自动化程度较高,用户输入简单.2个WER带可燃毒物Gd的组件燃耗基准题计算结果表明,MCORGS的精度和速度都优于MCCOOR;通过计算加速器驱动的次临界系统(ADS)燃耗基准题.验证了MCORGS程序处理外源及快中子谱问题的能力.     

MCMG蒙特卡罗多群-连续截面耦合中子输运计算

本文针对多群蒙特卡罗计算省时但共振自屏处理存在缺陷,以及连续截面蒙特卡罗输运计算精度高但计算费时的问题,发展了一种多群-连续截面耦合计算方法。该方法在自主研发的三维中子-光子耦合输运蒙特卡罗程序MCMG中得到应用,通过多个模型的计算验证了方法的有效性。MCMG耦合计算取得了与连续点截面MCNP程序一致的结果,其计算速度较MCNP的提高了1倍左右。     

冷中子源中子学计算

冷中子源是将热中子慢化成冷中子的实验装置.以蒙特卡罗的三维输运计算程序为基础,使用基于微观中子核反应截面数据(ENDF-BV)库的连续点截面,将堆芯和冷中子源堆内结构结合在一起,建立起完整的蒙特卡罗程序(MCNP)计算模型,完成了冷中子源中子物理学计算.     

铀加工与燃料制造设施核临界事故所致瞬发剂量计算研究

建立了基于蒙特卡罗（MCNP）程序建模的铀加工与燃料制造设施核临界事故工况下瞬发剂量的计算方法，并将该计算方法与EJ/T 988—96规定的计算方法进行了比较分析。以我国某核燃料元件研发厂址为例，采用MCNP程序建模计算了该厂址核临界事故对厂界公众所致的瞬发剂量。结果表明，EJ/T 988—96的计算方法过于保守的估计了核临界事故工况下的瞬发剂量；基于MCNP程序建模的计算方法，因其求解算法的科学性和模型对屏蔽介质的准确描述，以及结果误差的可控性，使得计算结果更准确。因此，建议采用基于MCNP程序建模的方法计算铀加工与燃料制造设施核临界事故下的瞬发剂量。      

用于燃耗计算的三维MCCOOR程序系统

介绍了由标准程序MCNP、COUPLE、ORIGEN-S组成的耦合程序系统MCCOOR的结构和功能,用VVER等轻水堆栅元和燃料组件的多个Benchmark模型进行了检验.本文列举了在VVER-1000带可燃毒物Gd的燃料组件Benchmark模型上,分别用UO2和MOX燃料的检验结果.所有检验结果表明:MCCOOR的反应性和核素成分的计算结果与Benchmark的结果在误差范围内一致.