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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。 相似文献
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为了提高大空间γ辐射场全局计算效率,开展了全局减方差(Global Variance Reduction,GVR)方法在大空间γ辐射场计算中的应用研究。针对计数栅元/网格体积差异造成的过度分裂问题,引入体积修正因子修改全空间权窗参数。体积修正后的基于通量的GVR方法计算的全局品质因子(FOMG)比直接模拟提高约39倍。针对非计数区计算耗时问题,提出了非计数区修正方法,使得FOMG因子进一步提高40%。在引入体积和非计数区修正的基础上,在大空间γ辐射场计算中与基于粒子误差、权重、径迹、数目、能量、碰撞和通量的7种GVR方法进行对比。结果表明:7种GVR方法计算的FOMG因子比直接模拟提高2~3个量级,基于误差的标准差σ降低2~3个量级;而基于权重的GVR方法计算的FOMG因子比直接模拟提高2 304倍,在所有GVR方法中减方差效果最好。在基于通量的GVR方法中引入光滑因子SI后,模拟计算的权窗下限随SI增加而减小,FOMG因子随SI的增加先增加后减小。当SI=0.8时,该方法计算... 相似文献
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在具有全局特性的蒙特卡罗输运精细计算的问题中,传统的MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)局部减方差方法很难得到理想的计算结果,全局减方差方法(Global Variance Reduction,GVR)则是一种有效的解决方法。针对中国聚变工程试验反应堆(Chinese Fusion Engineering Testing Reactor,CFETR)的中子输运过程中减小全局方差的问题,将多种形式的GVR方法应用到柱状CFETR中子学模型的计算中。依据不同的中子分布信息,在算例中应用和对比了6种不同形式的GVR权窗,并对不同GVR方法的品质因子(FOMG)、标准差(σ)和有效计数率(Scoring)进行了分析。与AN(MCNPanalog method)相比,GVR方法的FOMG有很大的增长,误差在空间的分布也更加平缓,且具有更高的Scoring。在前人提出的全局减方差的基础上,在计算中应用一些新的GVR形式(能量、径迹数等),计算结果表明,基于中子通量的GVR方法的全局计算效率较AN提高了6.43倍。此外,基于中子能量的全局减方差方法也是一种可行的GVR应用形式,其与AN比较,计算效率提高了5.11倍。综上,基于中子通量的GVR方法具有最佳的全局减方差效果。 相似文献
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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。 相似文献
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开发了基于离散纵标(SN)方法的蒙特卡罗(MC)全局减方差方法,针对乏燃料干式贮存容器,分别建立了中子源及光子源MC直接计算模型、SN计算模型及全局减方差方法计算模型,并进行了计算精度和效率的比较。数值结果表明,全局减方差方法计算结果与无偏的MC及SN计算结果相比吻合良好。其中SN计算的次级光子剂量率与全局减方差方法计算的偏差较大,这主要是由于MC计算和SN计算时的数据库差异导致的。和无偏的MC结果相比,全局减方差方法计算的中子及次级光子输运计算收敛效率提高了近2个数量级,初级光子输运计算收敛效率提高了1~2个数量级。 相似文献
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针对300#研究堆安全棒顶端中子注量率计算中的小体积远距离中子输运问题,采用MCNP减方差方法,通过多次试算与验证计算,对比了各减方差方法在本问题中的适用情况,得到了符合误差要求的计数值。首先,根据本研究堆几何建模模型,选取了点探测器及相关的3种减方差方法进行对比计算,计算结果显示:随着粒子数的增加,计算呈现不稳定现象,未起到减方差的作用。之后,将原有几何模型重新分层建模,并分配适当的栅元重要性,将中子引向目标栅元。按此方法,通过检查中子在各栅元中的径迹及碰撞情况,并增加粒子数计算,得到的计数结果表明:计数相对误差在5%以内,品质因子保持稳定,实现了减方差的目的。 相似文献
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对于屏蔽计算的深穿透问题,由于仅有少量粒子能够穿透屏蔽层到达计数区,所以计算效率极低。为解决该问题,基于一致性共轭驱动重要性抽样方法研究了蒙特卡罗-确定论耦合方法(简称耦合方法)。本研究实现的耦合方法可以基于蒙特卡罗的组合实体几何建模,自动生成确定论SN计算所需的输入参数,利用SN共轭计算生成一致的源偏倚和权窗参数,提供给蒙特卡罗方法正向计算使用。同时耦合方法使用的基于网格的权窗在大规模问题中会遇到内存瓶颈,本文基于贡献因子理论,研究了自动网格粗化方法。新开发了嵌套网格的结构用于网格粗化,以节省权窗占用的内存,同时不影响权窗的效果。基于NECP-MCX程序实现了耦合方法和网格粗化方法。数值结果表明,对于HBR-2基准题,相比于MCNP程序的权窗自动生成方法,耦合方法的品质因子最高提高了2个数量级。在不影响计算精度和效率的前提下,可以将权窗网格最多减少为原来的1/226。 相似文献
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放射性材料的自发γ辐射场中包含有该材料的形状信息,探索γ辐射场分布与放射性材料形状的关联性对于材料对称性属性的被动测量具有重要意义。论文采用Monte Carlo方法对特定形状的放射性材料的γ辐射场进行了模拟,计算了不同形状、大小、不同自吸收层厚度等条件下源的γ辐射场轴向空间分布,分析了形状、大小等因素对γ轴向空间分布曲线走势的影响,解释了计算结论。 相似文献
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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(SN)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SN角通量密度之间的相互转换,实现MC-SN双向耦合计算。将基于MC-SN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SN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-SN-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-SN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。 相似文献
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离散纵标(SN)方法在求解过程中将空间变量和角度变量进行离散,空间变量和角度变量的离散误差控制对保证计算精度至关重要。本文基于射线追踪研究了多次碰撞源方法,通过计算在选定区域内粒子发生多次碰撞的通量密度,将孤立源等效为计算模型内的分布源进行离散纵标输运计算。选取自设屏蔽问题及Kobayashi基准题进行测试验证并对结果进行分析。数值结果表明,自设屏蔽问题中多次碰撞源方法较首次碰撞源方法能有效缓解二次射线效应问题;Kobayashi基准题计算结果与基准值相对误差的均方根小于3%。多次碰撞源方法有效地减弱了离散误差,提高了屏蔽计算的准确性与可靠性。 相似文献
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基于离散纵标法与蒙特卡罗方法的三维耦合程序开发 总被引:1,自引:0,他引:1
辐射屏蔽设计是核装置工程设计的核心内容之一。单一的离散纵标法(比如SN)或蒙特卡罗方法(MC)在大型核装置屏蔽计算分析方面均存在一定限制。为了满足大型复杂核装置精确辐射屏蔽计算要求,本文实现了三维SN-MC耦合方法,并发展了相应的三维耦合程序系统。该程序结合了SN方法解决深穿透问题的优势和MC方法模拟复杂几何的长处,克服两种方法的缺点,为保证屏蔽系统优化设计的质量提供有力的技术支持。采用接口程序和MC自定义源抽样程序将SN计算得到的粒子角注量率转换为MC计算所需的源粒子信息,为下一步MC计算提供源项,实现三维SN-MC耦合输运计算。采用MC、SN、SN-MC耦合三种方法对直角坐标系和圆柱坐标系下的测试例题进行了计算比较分析。计算结果吻合良好,初步证明了所开发的三维SN-MC耦合程序的正确性。 相似文献