三维离散纵标-蒙特卡罗耦合方法在快中子注量率计算中的应用

采用三维离散纵标-蒙特卡罗耦合方法(SN-MC耦合方法)对压水堆压力容器的快中子注量率进行计算分析,并与离散纵标方法(SN方法)、蒙特卡罗方法(MC方法)的计算结果以及测量值进行比较。结果表明,SN-MC耦合方法的计算结果和测量值相比偏差在20%以内,满足美国核管会(NRC)法规导则RG1.19对快中子注量率计算方法偏差的要求;当SN-MC耦合方法和MC方法达到相同计数误差水平时,其计算速度比MC方法快2~10倍。     

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。     

三维离散纵标方法在中国实验快堆堆芯屏蔽计算中的应用

离散纵标(又称SN)方法是反应堆屏蔽计算中常用的方法,随着计算能力的发展和离散纵标计算方法的不断完善,使得离散纵标方法在反应堆的屏蔽计算中得到了广泛的应用。本文以中国实验快堆(CEFR)堆芯为研究对象,使用三维离散纵标方法对区域功率份额、组件功率、DPA、寿期内堆芯围板积分快中子注量及寿期内小栅板联箱积分快中子注量进行了计算研究,并与二维离散纵标法和俄罗斯设计报告结果进行对比。研究结果表明:三维离散纵标方法能够减少二维程序几何等效过程中导致的误差,计算结果可靠,可应用于大型快堆堆芯的屏蔽设计中。     

三维离散纵标方法在反应堆精细屏蔽计算中的应用研究

随着计算能力的发展,三维离散纵标方法(SN)已逐渐为反应堆辐射屏蔽计算的主流方法之一。本文就三维SN方法应用于反应堆的精细化屏蔽建模与分析的关键问题进行了研究,主要包括精细化几何建模、堆芯固定源模型的创建和数据库截面参数敏感性分析等内容。在此基础上,本文以典型的压水反应堆为对象,构建了精细的三维SN计算分析模型,以压力容器快中子注量率为算例,完整实现了反应堆的精细化三维SN建模与分析,并将三维SN结果和蒙特卡罗方法的计算结果进行了比较分析。对比结果表明,精细化三维SN方法具有较高的计算精度,验证了三维SN方法在反应堆精细屏蔽计算问题中的有效性和正确性。     

三维离散纵标方法在堆内构件释热率计算中的初步应用

以美国H.B.Robinson-2#机组反应堆压力容器(RPV)基准实验的参数为输入数据,采用三维离散纵标方法程序(TORT)计算压力辐照监督管处中子能谱及典型核素的活度值。计算得到的辐照监督管处中子能谱与基准实验结果趋势一致、吻合较好;典型核素活度的计算值与测量值之比(C/M)为1.04±0.04。用TORT对福建宁德核电站堆内构件释热率分布进行初步计算,并与蒙特卡罗方法(MCNP)的计算结果相比较,两种方法的结果表现出良好的一致性。最后对TORT程序应用于堆内释热率计算进行讨论。     

基于三维MC-SN耦合方法的PWR压力容器快中子注量计算基准分析

蒙特卡罗(MC)-离散纵标(SN)耦合方法是解决同时具有复杂几何和深穿透特点的核装置屏蔽问题的有效方法。本文首次将三维MC-SN耦合方法应用于压水堆屏蔽计算。针对NUREG/CR-6115压水堆基准模型,选取热屏蔽内表面为公共交界面,将其分为几何复杂的MC模拟区和具有深穿透特点的SN模拟区。三维MC程序用于精确描述堆芯到热屏蔽精细模型,并记录穿过热屏蔽内表面的中子径迹信息。接口程序将中子径迹转换为SN计算所需的边界源,提供给三维SN程序进行热屏蔽到压力容器的计算。计算结果包括压力容器内表面、1/4壁厚处及焊缝处快中子注量(E>1.0 MeV)圆周方向分布。三维耦合方法计算结果与基准报告提供的MCNP、DORT结果符合良好,验证了该方法处理圆柱坐标系屏蔽问题的有效性和程序使用的正确性。     

基于离散纵标输运计算方法的三维燃耗程序发展研究

为了精确描述和分析具有强烈各向异性中子注量率空间分布的反应堆燃耗过程,本文实现了三维SN 输运计算与燃耗计算的耦合,发展了相应的三维输运燃耗耦合计算程序.该程序系统采用接口程序自动耦合三维SN输运计算程序和同位素燃耗计算程序的方法实现对三维中子学计算模型的精细燃耗计算,获得燃料同位素成分、燃耗反应性、中子注量率空间分布等参数随燃耗时间的变化量.采用IAEA 基准校核例题对程序系统进行了校核,计算结果初步证明了所开发的三维燃耗程序系统的正确性.     

三维离散纵标程序在CAP1400核电厂堆内构件发热率计算中的应用

采用三维离散纵标(SN)方法程序TORT计算了CAP1400核电厂堆内构件发热率,并将计算结果与蒙特卡罗(MC)方法程序MCNP以及两维SN方法程序DORT计算结果进行比较。在针对反应堆模型进行屏蔽设计时,需求解固定源问题,应用西屋公司开发的SORCERY程序将pin by pin堆芯功率分布转换为三维源分布。由于CAP1400反应堆模型较大,固定源的制作会消耗大量的计算机硬件资源,同时也会超出SORCERY程序本身的计算规模限制,为此开发了外源制作辅助程序PSOR,使TORT程序适用于CAP1400等大规模工程问题的计算。     

基于蒙特卡罗-离散纵标双向耦合方法的堆坑粒子注量率计算

为有效解决大型复杂核设施屏蔽计算问题,研究了三维蒙特卡罗(MC)-离散纵标（S_N）双向耦合方法,通过自主开发接口程序实现MC粒子概率分布与S_N角通量密度之间的相互转换,实现MC-S_N双向耦合计算。将基于MC-S_N双向耦合方法的程序用于某反应堆堆坑底部粒子注量率计算。利用MC程序建立堆芯及堆坑处的精细模型进行计算,三维S_N程序用于堆芯下表面与压力容器底面之间区域的计算。通过MC-S_N-MC两步耦合计算,给出堆坑通道及小室内的中子和光子注量率。三维MC-S_N双向耦合方法计算结果与单一MCNP程序结果吻合较好,初步验证了该方法是解决大型复杂核装置屏蔽问题的有效工具。     

离散纵标屏蔽计算空间自适应方法研究

离散纵标法是目前国际上通用的核装置辐射屏蔽计算的主要方法之一。空间变量离散误差对离散纵标屏蔽计算的精度至关重要。实际屏蔽计算中存在较强的非均匀性,传统的空间离散方法不能高效地在全局达到较高精度。本文采用线性间断有限元方法进行空间离散,由基于两网格的误差估计和基于残差的误差估计驱动空间网格自适应细化;基于树状结构的六面体网格,对传统的输运扫描进行改进,在粗-细网映射中保持零阶、一阶空间矩守恒。数值结果表明：线性间断有限元方法具有较好的射线传递特性和空间收敛性;自适应算法能较好地对通量密度间断、通量密度梯度大、光学厚度大的区域进行网格细化。在达到相同计算精度时,自适应方法所需的网格数较均匀细分的方法减少约1个数量级,能有效提高屏蔽计算效率。     

基于离散纵标法的三维耦合燃耗与活化计算方法的发展

燃耗与活化分析在反应堆的燃耗管理与辐射屏蔽设计分析中起关键性的作用.基于一维、二维的输运程序的燃耗与活化分析方法难以解决复杂几何和强烈各向异性散射问题.本文通过耦合三维离散纵标(SN)方法粒子输运程序以及指数欧拉法活化计算程序,发展了快速精确的三维耦合燃耗与活化计算方法.该方法考虑了共振自屏效应动态修正,并采用重要核素...     

蒙特卡罗共轭输运法计算反应堆压力容器快中子注量率

为了保证压力容器（RPV）在核电厂寿期内的安全,通过理论方法准确评估其受到的快中子积分注量率非常重要。本文提出了一种应用共轭输运理论解决深穿透问题的计算方法,并将该方法的计算结果与基准题HBR-2给出的实测值及确定论方法的结果进行了比较。结果表明：本文计算结果与基准题给出的实测数据吻合良好,大多反应率计算相对误差小于10%,最大相对误差不超过35%;70%以上的计算结果准确性优于确定论方法,表明本文提出的解决蒙特卡罗深穿透问题的方法是有效且准确的。     

角度自适应离散纵标输运计算方法

精确的屏蔽计算方法是核装置辐射屏蔽设计的重要基础,离散纵标法(SN)是主要的屏蔽计算方法之一。本文基于价值理论的目标导向与角度自适应相结合的方法,有效地减弱了角度的离散误差。求解输运共轭方程获得目标函数的重要性分布,采用局部角度离散误差与目标函数的重要性加权,产生后验误差估计,为角度自适应过程提供判断依据。角通量密度的映射采用多项式权重法和球谐函数拟合法。数值结果表明,对于具有直孔道或曲折孔道的屏蔽问题,在相同精度下离散角度数减少了1～2个数量级,极大地减少了计算量。角度自适应方法以较少的离散方向获得了准确的计算结果,有效地减弱了角度离散误差对屏蔽计算精度的影响。     

DORT程序进行RPV中子注量率计算的可靠性验证

反应堆压力容器(RPV)中的碳钢材料受到快中子辐照会发生性能变化。为了防止由于RPV的材料性能发生变化而不适当地限制核电厂的运行,需要限定核电厂寿期内RPV中的最大快中子注量,并且要求安装辐照监督管对RPV材料所受到的快中子注量进行监督。因此,RPV和辐照监督管中子注量率的精确计算对RPV的辐照安全和寿命管理具有十分重要的意义。三代非能动压水堆核电厂主要采用基于BUGLE-96截面库的二维离散纵标法程序DORT进行RPV中子注量率计算。本文利用秦山核电厂第五根辐照监督管的中子注量率测量数据和MCNP-4B计算结果与DORT程序的计算结果进行比较,来验证采用DORT程序进行RPV母材段中子注量率计算的可靠性。     

三维平几何各向异性散射问题的节块离散纵标输运计算

本文给出了三维（ｘ、ｙ、ｚ）几何各向异性散射问题的节块离散纵标输运计算模型，并研制了相应软件ＮＯＴＲＡＮ／３Ｄ，得到了满意的计算结果。     

离散纵标与蒙特卡罗耦合方法在反应堆屏蔽计算中的应用

建立基于离散纵标方法计算程序DOT以及蒙特卡罗方法计算程序MCNP的耦合方法。通过为MCNP程序SSR命令提供二进制源描述文件,实现在不重新编译MCNP程序条件下的离散纵标与蒙特卡罗耦合。在600 MW核电厂反应堆堆坑小室屏蔽计算中应用耦合方法的计算结果验证该方法的正确性。在耦合方法中研究探索源偏倚策略的实现方式,计算结果表明,源偏倚技术应用与离散纵标与蒙特卡罗耦合方法计算中,能有效降低统计方差,提高计算效率。     

基于MCNP的压力容器快中子注量率计算参数敏感性分析

本文以NUREG/CR-6115PWR压力容器注量计算基准题中的标准堆芯装载模式为基础,使用MCNP程序及基于ENDF/B-Ⅵ库的连续能量截面库对其进行了压力容器快中子注量率（E＞1.0MeV）的计算,并在此基础上对截面库、燃耗、裂变谱以及NONU卡等影响计算精度的因素进行了敏感性分析。结果表明,上述参数对基准模型快中子注量率的影响分别为4.12%、5.5%～7.6%、18%和6.7%左右。     

三维离散纵标和蒙特卡洛混合方法研究

对于深穿透类型的屏蔽计算,为了得到较为可信的统计结果,蒙特卡洛(MC)方法需要模拟大量的粒子,巨大的计算时间是其存在的主要问题。源偏倚和权窗技巧能够有效地降低深穿透问题的计数误差。本文开展了三维离散纵标(SN)方法-MC混合方法研究,根据SN方法的共轭注量率计算并生成了源偏倚和权窗参数,编写了MCNP程序的源抽样子程序,并且在秦山核电厂一期测量值基础上进行了验证,成功应用到CAP1400反应堆压力容器快中子注量率计算中。数值结果表明,对于深穿透屏蔽计算问题,和无偏的MC方法相比,三维SN-MC混合方法能够在保证结果精度的前提下,提高计算效率1~2个数量级。     

压力容器快中子注量有效降低的堆内屏蔽策略研究

压力容器是反应堆不可更换部件,有效降低压力容器所受快中子注量、降低压力容器材料辐照损伤,对确保压力容器全寿期的完整性具有重要意义。为此,本文通过构建典型的压水堆简化模型,采用基于遗传算法的屏蔽优化方法,对反应堆堆内设置不锈钢反射层、设置不锈钢热屏,以及二者的结合等三种堆内屏蔽策略的有效性进行了研究,并形成了相应的结论。最后,将研究的堆内屏蔽策略应用于“华龙一号”反应堆,通过高精度的蒙特卡罗方法分析表明压力容器快中子注量获得了显著的降低,验证了本文提出的堆内屏蔽策略对降低压力容器快中子注量的有效性。     

三维离散纵标-蒙特卡罗耦合系统TDOMINO开发与验证

基于离散纵标和蒙特卡罗方法开发了三维离散纵标 蒙特卡罗耦合系统TDOMINO,其耦合形式灵活,可根据需要选择不同坐标系下的耦合方式进行计算分析。利用美国橡树岭国家实验室提供的HBR-2基准题,采用TDOMINO分别建立了直角坐标系和圆柱坐标系下的耦合模型进行验证计算,给出了反应堆辐照监督管处6种典型核素比活度的计算结果,与基准报告中提供的实验测量值和DORT、MCNP、TORT等程序计算结果相比,TDOMINO具有较好的计算精度,可用于解决复杂屏蔽计算问题。