直角三角形栅格快裂变因子蒙特卡罗计算

决裂变因子在反应堆设计中是一重要的物理参数,由于在快裂变能域中,核反应机制复杂,特别对非均匀介质、复杂几何栅格系统,采用解析方法直接计算决裂变效应是困难的。因此,我们利用了蒙特卡罗方法。本文叙述了蒙特卡罗方法计算快裂变因子的一般处理过程以及相应的计算程序的功能等。     

MCFT-计算快、热中子多群常数程序

MCFT是计算快、热中子多群常数的计算程序。作为程序输入的基本核数据库可以具有不同的格式。程序可以处理共振截面的公式和各种热化模型的散射律数据。输出结果的适用范围较广。     

热中子反应堆多群常数程序RQCS

RQCS程序适应《反应堆核数据汇編》的全套数据格式,形成的群常数可供MUFT,CAM型多群能譜程序以及多群S_N程序使用。本文介紹了程序的計算方法,并对如何加快計算速度和提高計算精度进行了研究。特別是P_8展开的弹性散射轉移矩陣,計算量非常大。本文提出一种“造表法”,使計算速度明显提高。     

重水束棒栅共振吸收的蒙特卡罗计算程序

本文描述一个用蒙特卡罗方法在直角三角形栅元上对逃脱共振吸收几率的计算。模拟过程使用按批分群的策略。碰撞选用加权技巧,各区通量估计使用通常的径迹长度方法。计算结果与解析求解进行比较,符合情况是好的。     

栅元热谱程序的加速

对于 THERMOS 型的热中子空间-能量分布计算程序,当进行燃耗计算时,对每一时刻均需重复计算各区之间的首次飞行碰撞几率,花费大量计算时间。本文利用文献[1]提出的一种扰动处理方法,根据初始时刻的碰撞几率结果,能十分迅速而精确地得到其他时刻的近似值。改进后的程序起名为 FTH。     

利用金属钆测量热中子通量的实验研究

研究了一种测量热中子通量的新方法,利用金属钆与热中子反应产生的次级γ射线来确定热中子通量。使用两个NaI探测器进行符合测量,设计了对伽玛射线和散射中子的良好屏蔽体。经过对本底和钆样品的多次测量,对钆与中子反应产生的伽玛能谱进行了分析,计算出了中子与钆反应产生的计数率(样品净计数率),其最大值达到2.74 Hz,从而证实了这种方法的可行性。     

权重残差法在均匀介质和非均匀栅元热中子计算方面的应用

本文应用权重残差法对均匀介质导出了热群平均截面的一种有理近似表达式,对Nelkin散射核给出了所需的截面参数,近似公式准确度可达0.3％(钚)或0.05％(非钚),在非均匀栅元问题的权重残差法中,研究了基底矢量和权重矢量,试算表明,它得到的热中子利用系数的误差不到0.1％,计算速度显著提高。     

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.     

高浓铀重水栅的热中子参数计算

一、引言关于高浓铀重水栅的理论与实验研究,国内过去尚未做过,本工作是配合零功率实验分析和少群扩散计算,对重气体模型的非均匀热谱计算作初步的分析,把它与布朗·约翰模型和霍尼克模型的计算结果以及部分实验测量值进行比较。根据实际反应堆中可能遇到的燃料元件与控制棒或同位素生产靶件组成的复合栅情况,计算了在燃料元件栅元四周存     

DRAGON程序在压水堆燃料栅元计算中的研究

在压水堆核设计中,不同的输运计算方法、共振自屏计算方法和多群截面库会对最终的反应性精度造成较大的影响,所以需要针对不同的组合方式进行研究,从而得到精度最高的组合。因此,本文以压水堆常见的燃料栅元为研究对象,利用DRAGON程序中自带的不同输运计算方法（界面流/碰撞概率方法）、共振自屏计算方法（等价理论/子群方法）和多群截面库（DRAG-281/WIMS-D281）进行计算,并将结果与蒙卡程序进行对比。通过一系列压水堆算例进行测试,结果发现碰撞概率方法、子群方法和DRAG-281库在压水堆燃料栅元计算中精度较高,而界面流方法、等价理论与WIMS-D 281库匹配性较好,整体精度较高。     

非均匀栅元的超热能谱和共振积分数值计算

本文对中子的积分迁移方程进行数值求解,得到非均匀栅元共振能区的超热能谱、共振积分以及相应的群平均截面,共振中子通量的空间分布、共振自屏因子等。本文避免了目前在共振计算中所引入的许多近似。考虑了一个核共振峰的能级干涉效应和不同核之间的干涉。本方法具有甚高的精确度。可以作为基准方法。     

用蒙特卡罗方法计算压水堆燃料组件内的超热中子

超热中子计算在压水堆的物理计算中占有重要地位。本文是用蒙特卡罗方法计算压水堆燃料组件内的超热中子谱及其空间分布。在计算中,由于对燃料组件的非均匀布置和共振截面都没有作简化,因而可以得到准确度较高的计算结果。本方法考虑了燃料棒的自屏及互屏效应,可以精确地计算出丹可夫因子,避免了引进各种近似所带来的误差。     

三维多群中子输运蒙特卡罗程序MCMG-Ⅱ基准检验

三维多群P₃中子输运蒙特卡罗程序MCMG通过版本更新和功能扩充,能够配备各种多群微观、宏观截面库,截面输入文件进一步简化,版本从Ⅰ发展到Ⅱ,参数更新到ENDF/B-Ⅶ库。程序发展了针对物质的碰撞机制,具有并行计算功能。对于12个临界基准问题和1个外源问题,MCMG-Ⅱ计算取得了与实验和连续截面MCNP 5程序一致的结果,计算速度较MCNP-5提高了3~6倍。     

用MCNP程序计算核燃料废包壳缓发裂变中子形成的热中子通量密度

用Monte Carlo方法计算核燃料废包壳缓发裂变中子形成的热中子通量密度分两步进行:第一步,计算出外中子源在包壳中生成的缓发裂变中子;第二步,计算这个缓发裂变中子源在探测器中所形成的热中子通量密度。为利用现有的MCNP程序进行计算,编制了有关的缓发裂变中子源生成及抽样子程序和体通量统计估计方法的记数子程序。计算表明:针对解决所遇到的深穿透问题,体通量统计估计法比径迹长度法要好些。     

四种蒙特卡罗程序的比较计算

为研究4种不同蒙特卡罗程序FLUKA、GEANT4、EGS(包括EGS4和EGS5版本)的一致性及其差异,利用Crannell实验模型作为算例进行比较计算,并与实验结果进行比较。分别用4种程序模拟了能量为1GeV的电子束射入圆柱状铝靶中的粒子输运过程,得到了不同半径范围内的能量沉积百分比深度曲线。比较表明,4种程序得到的曲线基本一致,也与实验数据相符,其中,GEANT4的结果差异略大;4种程序花费的计算时间有较大差异,经分析,很可能是源于它们对电子输运过程的具体处理方法的不同。     

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。     

蒙特卡罗程序EGS4在γ照射量积累因子计算中的应用

使用蒙特卡罗程序EGS4计算了入射光子能量范围从0.015 MeV到15 MeV、屏蔽厚度达到40个平均自由程的普通混凝土的γ照射量积累因子,程序计算中使用的是PHOTX光子截面库、各向同性点源和无限均匀介质模型,针对深穿透问题采用了粒子分裂技巧,并考虑了轫致辐射、荧光效应和相干(瑞利)散射对积累因子的影响。并将本文的计算结果与相关文献进行了比较分析,表明本文使用EGS4计算的积累因子数据是可靠的,可以更广泛的使用蒙特卡罗方法来计算γ照射量积累因子。     

三维多群P5中子输运蒙特卡罗程序MCMG及检验

本工作介绍了自主开发研制的三维多群P₅中子输运蒙特卡罗程序MCMG及从ENDF/B-Ⅶ库制作的47群P₅中子截面库G47B7P5N。MCMG程序发展了针对物质的碰撞机制,适合ANISN格式和非标准ANISN格式的多群中子截面。程序计算了6个临界基准模型和2个外源问题,模拟取得了与实验和连续截面MCNP程序一致的结果,计算速度较MCNP程序提高3倍以上。     

直线加速器散射校正因子的蒙特卡罗计算

临床上处方剂量计算时要考虑百分深度剂量(PDD)和总散射校正因子(Sc,p)的影响.本研究中利用蒙特卡罗程序(BEAMnrc和DOSXYZnrc)模拟SIEMENS Primus Plus直线加速器6MV能量的电子束,计算各照射范围内总散射校正因子和百分深度剂量值,并与指形电离室测量值比较,同时计算了总散射校正因子(S...     

利用蒙特卡罗程序EGSnrc实现电子束辐照剂量分布的计算和电子束辐射加工工艺的优化

利用蒙特卡罗程序EGS4的最新版本EGSnrc,在Linux操作系统平台上计算了在1．5－3．0MeV能量范围内电子在聚乙烯材料和水中的剂量深度分布;比较了在两种不同厚度的聚乙烯板的底部加上不同材料（铝、铜、铅）衬底情况下剂量深度分布的变化;计算了电子束在入射到聚乙烯材料之前经过的空气层的厚度对剂量损失的影响及不同电子束射野大小对剂量分布的影响。计算的结果以绝对剂量的形式给出,误差在2％以内。该方法是优化电子束辐射加工工艺的一种实用、高效的理论估算方法。