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。     

基于CENDL-3.2的宽群屏蔽数据库开发与验证

为开展反应堆屏蔽计算研究,使用NECP-Atlas和NECP-Shield程序,基于我国最新的评价核数据库CENDL 32开发了宽群屏蔽数据库NECL CP29,该数据库的中子能群结构采用基于粒子群算法优化的29群结构。为验证该数据库,使用国际屏蔽基准题库SINBAD中包括Iron 88、ASPIS NG和HBR 2等在内的屏蔽基准题进行了计算,计算结果不仅与实验测量值进行了比较,而且与国际主流屏蔽数据库BUGLE B7和BUGLE 96的计算结果进行了对比。验证结果表明,NECL CP29数据库的计算值与测量值吻合较好,计算精度整体上优于BUGLE B7和BUGLE 96,且优化的能群结构有效提升了计算效率。