快堆用蒙特卡罗多群数据库制作方法研究

Based on the discrete angle method, a Monte Carlo multi-group cross section generation program MGXSMC was developed. This program can read the cross section data from an input file or read the cross section from a library in a specified format to generate the multi-group cross section for MCNP or RMC. The corresponding index file list can be automatically generated. The two-dimensional two-group IAEA pressurized water reactor (PWR) benchmark and lead-based fast reactor (RBEC-M) benchmark were used to verify the cross section library generated by the MGXSMC program. The calculation results show that the difference between the calculated result of the P5 order approximate multigroup section and the continuous point cross section is 24 pcm (1pcm = 10-5), and the difference of the keff result calculated by the P0 order approximate multigroup section and the continuous point section is large. This shows that the method and the program developed for the Monte Carlo Group Section Library are correct. At the same time, the neutron anisotropic scattering has a large impact on the calculation results of the lead-based fast reactor. Therefore, when the Monte Carlo Group Section library is produced, the neutron scattering angle data should be added.     

高通量工程试验堆临界蒙特卡罗计算

用新研制的三维多群P3 中子输运蒙特卡罗程序MCMG ,通过与栅元均匀化WIMS程序耦合 ,计算反应堆临界 燃耗问题。高通量工程试验堆 (HFETR)临界计算取得了与MCNP程序和实验一致的结果 ,且在相同计算精度下 ,MCGM计算时间较MCNP计算时间少数倍。     

基于蒙特卡罗均匀化的堆物理分析方法

为了适应未来核电市场的需求,国际上提出了多种几何结构复杂、能谱变化多样的新概念核能系统,这对传统的确定论反应堆物理分析方法提出了越来越多的挑战,虽然蒙特卡罗方法相比于确定论方法在几何及能谱适用性方面具有明显的优势,但在解决较大规模问题时,仍面临计算时间太长、收敛过慢的问题。本研究借鉴确定论分步法堆芯计算的思路,提出了一种合理的解决方法:在栅元或组件层次计算时,采用蒙特卡罗方法,同时统计得到栅元或组件的多群均匀化常数;在堆芯层次计算时,采用确定论方法,提高堆芯的计算效率。这种方法汲取了蒙特卡罗方法在精细几何以及能谱适用性方面的优势以及确定论方法在堆芯层次计算效率更高的优点,克服了单独采用确定论方法或蒙特卡罗方法所带来的不足,可以作为新型核能系统设计与分析的一个有效工具。本文通过算例构造,对组件少群常数的统计、少群扩散系数的转化以及堆芯少群确定论计算的正确性都进行了检验,结果表明,这套计算流程是可靠的。     

蒙特卡罗均匀化与多群蒙特卡罗输运研究

基于蒙特卡罗方法(MCNP)进行组件均匀化产生少群常数继而进行堆芯计算,是MCNP应用于堆芯物理分析的一种可行方案。研究MCNP统计产生少群截面以及等效均匀化理论应用于多群蒙特卡罗计算的方法,并进行数值验证。结果表明,本文提出的利用MCNP模拟产生等效均匀化少群常数的方法是可行的,在保证预定精度的条件下提高了效率。     

多群蒙特卡罗程序MCMG的开发与基准校验

基于连续能量蒙特卡罗程序MCNP开发了多群蒙特卡罗程序MCMG.利用由栅元程序WIMS产生的随燃耗变化的多群宏观均匀化截面取代连续能量点截面,大大提高了程序的计算速度,同时也解决了蒙特卡罗程序不能进行燃耗计算等问题.针对输运修正引起的自散射截面导致的负概率抽样现象,提出了一种非负修正方法,并用基准计算验证了该方法的正确性.     

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。     

SONG多群数据库的设计及制作

多功能栅格计算程序(SONG)是为适应新型反应堆的研发需求而开发的。在制作与之适应的多群数据库时,需要考虑新型反应堆在燃料、结构材料、冷却剂、慢化剂、能谱、燃耗深度方面的特性。应对新的需求,从燃耗链、能群结构、反应通道、共振参数等方面给出设计方案;利用经评定的核数据文件(ENDF)、核数据加工程序(NJOY)、核数据辅助加工程序(RUNBAT)、多群数据库管理程序(MANLIB),开展多群数据库的制作;针对该多群数据库进行了初步测试,结果表明数据库具备一定的可靠性。     

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。      

快堆多群数据库处理程序MGGC1.0的开发和验证

为产生高精度的快堆截面数据,基于一致性N阶的勒让德函数（P_N）近似方法与临界曲率搜索方法,开发了快堆多群截面处理程序MGGC1.0,并进行了多方面基准验证。通过对均匀混合介质的宏观截面验证表明,中子产生截面的相对偏差均小于0.1%,裂变能谱的相对偏差均小于0.25%,总截面由于修正方式不同导致偏差稍大,但绝大多数能群的相对偏差都在0.5%以内。在临界基准实验中与蒙特卡罗程序RMC采用连续点截面的计算结果相比,78%的基准题的偏差都在100 pcm（1 pcm=10-5）以内,表明MGGC1.0处理截面的精度较好。在此基础上,采用钠冷快堆基准题BN-600进行计算,与基准题参考计算结果相比,输运与扩散2种方法计算所得有效增殖因子的相对偏差分别为0.112%和0.09%,燃料多普勒系数和燃料密度系数的相对偏差分别为1.49%和1.37%,而结构材料钢的多普勒系数与密度系数的相对偏差稍大,分别为18.75%和24.31%,初步分析,偏差较大的原因与窄共振近似的处理方法有关。对于区域的功率分布,基于局部能量沉积模型计算得出的区域功率分布分数与基准参考解的偏差在0.3%之内,符合较好。      

次临界能源堆用多群截面库的研制与校验

采用NJOY程序制作187群多群截面,使用输运程序ANISN计算铀球临界基准题和铀球水腔模型,对该多群截面库临界计算、反应率、中子能谱计算进行数值校验.将该多群截面应用于次临界能源堆多层球壳模型计算,计算结果与连续能量蒙特卡罗程序MCNP5的结果进行比较.结果表明,该多群截面库制作正确,可用于次临界能源堆物理计算,能够正确给出反应率值和中子能谱.     

反应堆时空动力学蒙特卡罗改进准静态方法研究

改进准静态方法可采用大时间步,减少反应堆时空动力学问题的计算耗时。本文提出了蒙特卡罗改进准静态方法,将两种方法的优势结合,用于新型反应堆的时空动力学问题。基于改进准静态方法的理论框架,研究设计了伴随通量统计、动态参数统计和形状函数计算等相应的蒙特卡罗算法。针对一维两群问题,实现了相应的算法。与确定论程序计算结果的比较表明,蒙特卡罗改进准静态方法是可行的。     

基于蒙特卡罗方法的微型钠冷快堆堆芯物理设计计算

应用MCNP-4C程序为微型钠冷快堆(MFR)概念设计建立了精确的物理计算模型,并对其临界物理特性、中子注量率分布、功率分布和反应性控制进行详细计算.结果表明:MFR的基本物理特性满足堆芯物理设计要求和设计目标,堆芯功率密度和中子注量率分布均匀合理;控制系统能实现安全有效的反应性平衡,满足反应堆长期运行的需要.     

蒙特卡罗方法在快堆组件参数计算中的应用

在快中子反应堆中,中等核素的散射共振现象以及空间耦合效应较为明显。为解决此问题,使用基于蒙特卡罗方法的Open MC程序产生少群快堆组件参数,传递给基于确定论方法的堆芯程序进行混合计算。采用二维径向-轴向坐标几何的等效堆芯作为产生组件参数的计算模型。数值结果表明,该方法很好地解决了结构材料在高能区的散射共振现象;同时混合计算的相对误差均小于1%,可应用于快堆的稳态计算。     

快堆堆芯蒙特卡罗计算模型几何优化问题研究

蒙特卡罗建模的几何精细程度问题是计算效率与准确度的平衡问题。反应堆堆芯完全精细化模型的建模难度大,计算效率低,凭经验的均匀化会引入大量计算偏差。本文基于特征值求差法评估了中国实验快堆堆芯具体几何结构的简化对keff的影响,建立了综合优化模型。计算结果表明,优化模型在保证计算准确度的前提下可大幅提高计算效率。优化模型的具体几何处理方式与详细验证结果为堆芯设计、实验模拟等蒙特卡罗计算量较大的工作提供了借鉴,为蒙特卡罗程序开发、蒙特卡罗理论研究提供了参考。     

点堆中子动力学方程的蒙特卡罗方法

基于广义半马尔科夫过程(GSMP)模拟方法实现点堆中子动力学方程的蒙特卡罗求解。该方法模拟裂变系统内中子数和缓发中子先驱核数目的瞬态演化过程,并计算出任意时刻裂变功率和缓发中子源强等物理量。利用本文提出的方法研究快中子增殖堆(简称"快堆")和热堆参数下的点堆动力学方程,对反应性的阶跃输入、斜坡输入和振荡输入的点堆中子场瞬态过程进行模拟,并与传统数值算法的计算结果进行比较。该方法不存在数值计算的刚性问题,能方便地对复杂反应性输入过程进行计算,并能充分考虑瞬态过程中反应性变化对中子代时间的影响。     

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。     

反应堆动态参数的蒙特卡罗计算研究

介绍缓发中子有效份额(βeff)、有效中子代时间(Λeff)和本征值的概念及其蒙特卡罗程序计算方法。采用Prompt Method方法计算得到βeff;微扰法得到Λeff;采用瞬发中子密度衰减直接拟合法和间接求解法得到本征值;将各种反应性状态下的拟合得到临界c本征值,并与实验测量的c值进行比对,结果符合很好;并对动态参数蒙特卡罗程序计算的各种方法进行不确定度分析。     

Multigroup Scattering Matrix Generation Method Using Weight-to-Flux Ratio Based on a Continuous Energy Monte Carlo Technique

We have developed a deterministic group constant generation method based on the calculation results of a continuous energy Monte Carlo technique. This method features multigroup scattering matrix generation via a weight-to-flux ratio. We performed both diffusion and transport core calculations with this set of multigroup constants generated by the proposed method, which we then validated by both a comparison with a conventional method and a critical experiment analysis. The developed method is particularly useful for innovative fuel and future core designs as Monte Carlo calculations are applicable to any heavy material and the geometrical heterogeneity thereof.