基于SINBAD聚变基准题的cosRMC程序屏蔽计算研究

聚变堆具有中子能量高、空间尺度大、几何结构复杂、辐射衰减梯度大等特点,其屏蔽计算更具挑战。为了验证蒙卡程序cosRMC在针对聚变堆屏蔽问题的准确性,对国际屏蔽基准题库SINBAD中的两个屏蔽实验进行了模拟。首先基于基准题实验模型建立了详细的三维中子学模型,通过cosRMC中子-光子耦合输运计算,对实验时在模型中处于不同中子穿透深度位置的探测器的中子能谱进行模拟计算。然后采用栅元重要性减方差技术进一步提高cosRMC屏蔽计算的精度。最后将cosRMC计算得到的中子通量谱与MCNP5的计算结果以及基准题实验值进行了对比。结果表明,cosRMC与MCNP5的计算结果相符,二者的相对误差在3倍相对统计误差以内,且与实验值吻合良好,证明了cosRMC具有进行聚变堆屏蔽计算的能力。     

基于ISPRA-Fe实验的SuperMC3.2屏蔽深穿透验证

为验证中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC(超级蒙卡)在计算裂变堆屏蔽深穿透问题时的准确性和可靠性,采用OECD/NEA和RSICC联合发布的国际屏蔽积分实验数据库(SINBAD)中的ISPRA-Fe基准例题进行了测试验证。通过对屏蔽分析中关注的中子通量密度和反应率的计算,SuperMC所有物理量的计算结果与MCNP参考值的相对偏差均小于3σ,且与实验结果整体上吻合较好。同时,针对厚屏蔽区域的~(32)S(n,p)~(32)P反应率计算难以收敛的问题,采用了全局权窗生成器GWWG生成权窗进行计算,FOM因子提高了4 431倍,证明了SuperMC处理深穿透问题的正确性和高效性。     

KYLIN-Ⅱ软件针对IAEA板元件基准题的数值验证

针对国际原子能机构(IAEA)板元件基准题进行了计算分析,对先进中子学栅格软件(KYLIN-Ⅱ)的中子输运计算功能进行了数值验证,结果表明该软件各模块开发是正确的,对复杂几何燃料组件的计算结果精度是可靠的。     

基于BEAVRS基准题高保真建模的OpenMC程序和NECP-X程序的对比验证

基于BEAVRS2.0.1基准题进行高保真建模,构建了含有193个燃料组件的压水堆和含有21个燃料组件的压水堆堆芯模型。应用确定论一步法程序NECP-X和概率论蒙特卡罗程序OpenMC分别对两种模型进行建模,计算热态零功率条件下堆芯的有效增殖因子、组件功率的分布以及各个控制棒组的控制棒价值。对比验证计算结果表明：热态零功率状态下有效增殖因子偏差在1.40×10^-3以内,不同控制棒组插入状态下有效增殖因子偏差低于5.9×10^-4,控制棒价值偏差均在4.9×10^-4以内;不同控制棒组情况下堆芯功率分布的平均相对偏差均在0.6%以内。初步验证了两个程序对复杂堆芯精细建模计算的可行性和准确性,对程序的应用及完善具有参考意义。     

基于BEAVRS全堆基准题的RMC临界计算验证

BEAVRS是基于20世纪60年代美国商用反应堆建立的基准题模型,具有精细的堆芯配置参数和详细的运行测量数据,是新型的反应堆分析工具验证基准题。本研究利用自主堆用蒙卡程序(RMC)对BEAVRS进行建模,计算反应堆在不同硼浓度和控制棒步数条件下的临界有效增殖系数、控制棒价值、温度系数、仪表管里的235U裂变率等一系列重要参数。结果与实测数据及同类软件结果在可接受范围,验证了RMC进行反应堆临界分析的精确性和可靠性。     

屏蔽复合材料对快中子减弱效果的计算及实验验证

在分出截面法的测试方法及其原理的基础上,根据经验公式对制备的几种复合材料及其各组成元素的宏观分出截面、微观分出截面进行理论计算,并以实验测得的张弛长度和透射率对实验结果进行验证,对计算与实验结果的差异及影响因素进行分析。结果表明,对于20 mm厚的4种复合材料板的快中子透射率,实测结果小于计算结果约10%,分出截面法对计算快中子屏蔽效果是有效且实用的。     

RIA基准题验证堆芯三维物理-热工耦合程序

以COBRA-Ⅳ和NLSANMT程序为基础,开发了堆芯三维物理-热工耦合程序C4/NK。针对两个典型的反应性引入事故（RIA）,即NEACRP弹棒基准题和提棒基准题,分别进行了验证计算。与参考值和其他程序的计算结果相比,C4/NK耦合程序具有较好的精度,能正确模拟瞬态过程中的物理-热工反馈现象。     

DRAGON挂载WIMS-D核数据库的基准题计算验证

通过一系列基于实验的基准题对DRAGON3．05B程序挂载WIMS-D核数据库的计算结果进行验证,综合检验了其对不同燃料、不同元件结构的临界计算以及燃耗中的核密度和k∝的计算正确性。并通过DRAGON3．05B与WIMSD-5B分别挂载WIMS-D和ENDF／B-VI．8核数据库的计算结果进行比较。结果表明：DRAGON3．05B挂载WIMS-D库的计算结果是可靠的,其正确性可以满足对钍基先进CANDU堆的设计要求。     

一个屏蔽基准问题及其解

本文提供了一个关于核反应堆放射性废物贮存设施的屏蔽基准问题的解。该基准问题是计算一内部贮存有放射性圆筒体源的建筑物门道和外部的γ射线剂量率和能通量谱。处理这个问题时采用了离散座标 S_N-蒙特卡罗混合技术。     

DRAGON用于反应堆中微子实验的基准验证

反应堆中微子实验中需计算输出²³⁵U、²³⁸U、²³⁹Pu、²⁴¹Pu在不同燃耗下的裂变份额,而通常的组件计算程序不输出这些结果。为适应反应堆中微子实验的需求,本文用Takahama-3基准对DRAGON用于压水堆燃耗进行基准验证,给出了反应堆中微子实验中关心的4种核素质量密度实验值与计算值的平均偏差,并利用计算出的裂变份额以及每次裂变释放的能量等,给出了NT3G24组件的反应堆中微子能谱,从而验证了DRAGON应用于反应堆中微子实验的可行性。     

特快中子测量中探测器角度模拟与屏蔽条件实验研究

采用Geant4对100 Me V电子轰击Ta靶产生的中子和光子的能量和角度分布规律进行模拟研究,对特快中子和光子能量和数量的角度分布情况比较分析,确定了探测器的探测角度;结合中子能量测量原理与实验现场实际情况,确定了探测位置。在基础铅屏蔽条件下,对比不同厚度前向屏蔽铅的光子脉冲宽度分布,确定了特快中子能谱测量的最佳屏蔽铅条件。     

Verification of Core Mechanical Performance Code ARKAS with IAEA Benchmark Problems

Verification of the “ARKAS” code, using problems defined in the IWGFR Coordinated Research Programme (CRP) on the comparison between LMFBR Core Mechanics Codes, is discussed. The problems of verification were defined and calculated by 11 core mechanics codes from 9 countries. A comparison of the solutions obtained by these codes was carried out as Stage 1 of the CRP. This paper describes some typical ARKAS's results, together with comparisons with average values taken from the solutions obtained by the participants in the CRP. All the problems defined in the CRP have been completed and were solved with the core structural mechanics code ARKAS. Comparisons between the ARKAS's solutions and the average values of all available solutions suggest that displacements can be predicted to better than 1% and loads to better than 3% by ARKAS for the well-defined verification problems of Stage 1.     

基于基准题的中子扩散程序蜕变测试验证方法

基准题计算是核电设计与安全分析软件验证测试的主要方式之一,但其存在研制成本高、周期长、题量少的问题。本文针对中子扩散程序提出一种新型测试方法,即以基准题作为原始测试用例,依据物理模型蕴含的蜕变关系,生成衍生测试用例,进行蜕变测试验证。实例表明该方法不但可扩充基准题数量,还能提高测试的充分性,是一种很有应用前景的验证测试方法。     

燃料组件少群参数计算程序KYLIN-1的基准验证

利用国际原子能机构(IAEA)压水堆棒状燃料组件基准问题和板型燃料组件基准问题对燃料组件少群参数计算程序KYLIN-1进行了验证分析。结果表明:KYLIN-1程序计算得到的燃料组件无限增殖系数(k∞)和重要核素核密度结果与国际上其他机构的计算结果符合良好;棒状燃料组件相对功率分布计算结果与参考程序符合较好。     

A Two-Dimensional Benchmark Experiment for Neutron Transport in Water

For the purpose of providing standard data for checking two-dimensional neutron penetration calculations, fast neutron spectra as well as thermal and epithermal neutron fluxes were measured over a two-dimensional (R, Z) space in water shield using an activation method. Threshold reaction rates were converted to fast neutron scalar flux spectra with the aid of the SAND-II code. These results agree within a factor of 2 with the calculations by a two-dimensional discrete ordinates code PALLAS-2D. Thermal and epithermal neutron fluxes obtained with the Westcott's method agree quite well with the calculated values by the PALLAS-2D code in which the diffusion equation was adopted for dealing with low energy neutrons to reduce the computing time. All experimental results are given in the absolute values.     

压水堆燃料组件临界热流密度验证实验

开展压水堆燃料组件5×5棒束非均匀加热临界热流密度实验;介绍大型热工实验装置、5×5全长棒束非均匀加热实验本体和实验方法,并与哥伦比亚大学HTRF装置临界热流密度(CHF)实验数据及CHF关系式预测进行比较。实验结果表明:大型热工实验装置与HTRF装置CHF实验结果具有较好一致性。