土壤中光子致地表光子辐射剂量率转换系数的EGS模拟

基于镜像、积分原理,采用EGS蒙特卡罗程序对土壤中光子致地表光子辐射剂量率的转换系数进行了模拟计算,给出了能量50 keV~3 MeV光子的转换系数。与其他研究者的计算结果相比,除0.2、0.4 MeV两个能量点的值相对偏差较大(25%)外,其余均小于15%。依据该转换系数计算了土壤中单位比活度的天然放射性核素所致的地表光子辐射剂量率,与其他研究者计算结果的相对偏差小于10%。     

用于压水堆核电站瞬态分析的微机程序──MACONP

提出了一个能在微机上运行的ＰＷＲ核电站瞬态分析程序ＭＡＣＯＮＰ。该程序可对有关运行瞬态和大部分设计基准事故进行分析计算。计算精度高、速度快、程序操作简单、使用方便，并给出了几种ＡＴＷＳ瞬态工况的分析结果，与大程序ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ２和ＲＥＴＲＡＮ０２／ＭＯＤ２计算结果相比较，两者符合良好。     

六角形组件源项计算方法研究

为了满足水-水高能反应堆（VVER）或快堆屏蔽计算需求,编写了离散坐标（SN）和蒙特卡罗（MC）六角形组件源项计算程序,并且在VVER堆型上进行了验证。数值结果表明,对于吊篮内表面到压力容器外表面径向的三群中子和光子注量率分布,SN和MC计算得到的大部分中子和光子计算偏差小于30%,证明理论模型和程序是正确的,可以用于VVER或快堆的屏蔽计 ?      

对MCNP程序的二次开发

ＭＣＮＰ是一个超大型，先进的多功能蒙特卡罗中子－光子耦合便运程序，在世界范围内得到了广泛的应用，在国内，ＭＣＮＰ主要用于核保障技术，核临界，核聚变，变温汽冷堆，微堆，新堆等方面的计算，本文着重介绍几年来应用ＭＣＮＰ的开发经验和交互绘图功能的配制，总结了一些应用体会，最后探讨了国内所用ＭＣＮＰ的版本应用中表现出的一些不足。     

MCTGP：一个新的多能蒙特卡罗热谱程序

ＭＣＴＧＰ是多能蒙特卡罗热谱程序ＸＩＭＴＣ的新版本，用ＦＯＲＴＲＡＮ语言编制，可以在ＣＹＢＥＲ－１７０／８２５和ＰＣ３８６／４８６上运行。除了保留ＸＩＭＴＣ程序的全部功能外，它可以计算平板几何栅元，实现了微机上栅元的几何图形显示，增加输出＾１Ｈ、＾２Ｄ、＾１６Ｏ等主要散射核的平均散射余弦，核素数据由原来的２０种增加到３２种。对两个样本的主主案的计算结果表明，程序可靠。     

315中子/42光子耦合细群核数据库HENDL3.0/FG研发

为了提高次临界堆(含热裂变包层)核分析的精度,设计开发了315群中子-42群光子耦合的细群核数据库HENDL3.0/FG (Fine-Group).评价核数据来源主要选用美国核数据中心公布的ENDF/B-Ⅶ.0库.利用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP以及FDS团队自主研发的大型集成中子学计算分析系统VisualBUS程序进...     

铀氢锆脉冲堆栅元计算

用由ＥＮＤＦ／ＢＩＶ产生的ＺｒＨ中Ｈ及Ｅｒ等元素的６９群群常数，补充了ＷＩＭＳ－Ｄ／４库中的核数据，形成了用于铀氢锆脉冲堆计算的ＷＩＭＳ－ＣＮＤＣ库，校核了该库中的ＺｒＨ中Ｈ的散射截面，并利用该库及栅元计算程序ＷＩＭＳ－Ｄ／４，计算了铀氢锆脉冲燃产栅元的能谱，群常数，ｋ∞功率分布以及温度系数，最后用一维两群扩散程序的ＴＲＩＧＡＰ进行的堆芯临界计算，以上结果均与有关文献符合得很好。     

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。     

利用EGS4计算固体电离室的吸收剂量与光子注量的转换因子

利用蒙特卡罗程序EGS4,针对几种特定的γ光子谱,计算了特定形状的LiF固体电离室中空腔辐射敏感元件LiFTLD的吸收剂量-光子注量转换因子;计算结果表明,该转换因子的不确定度主要取决于谱的不确定度;通过对单能光子源的蒙特卡罗计算结果与解析公式计算结果的比较,证明该方法是可靠的,是目前解决此类问题的有效而可行的途径。     

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。     

基于R2S方法的反应堆结构材料活化剂量计算研究

反应堆结构材料在堆芯中子辐照下由于中子活化反应而产生大量的放射性核素,其衰变光子是反应堆停堆检修、换料、退役过程中工作人员职业照射剂量的重要来源。本文基于严格两步法（R2S）,研究了反应堆结构材料栅元活化计算方法,并基于蒙卡粒子输运程序（MCNP）与点活化计算程序（ORIGEN）建立了反应堆结构材料活化剂量计算软件（MOCA）。通过开发功能接口与数据接口程序实现输运程序与活化计算程序的自动耦合,进而实现“中子输运-活化分析-剂量计算”全自动耦合分析。利用M5包壳活化计算模型、不锈钢活化计算模型和NUREG/CR-6115压水堆模型对MOCA进行基准验证,证明了MOCA的正确性与可靠性。      

高性能计算分析技术在大型钠冷快堆屏蔽设计中的应用

钠冷快堆堆容器是一体化的池式结构,由众多堆内构件组成且结构复杂,堆芯到生物屏蔽外中子输运过程中各向异性明显且深穿透问题严重,大尺度范围下三维S_N方法计算是制约快堆屏蔽设计的瓶颈。通过将三维SN程序与高性能计算技术相结合,采用并行计算方法可解决快堆堆本体内各向异性的三维深穿透屏蔽问题。本文以中国示范快堆（CFR600）堆本体为研究对象,采用JSNT-CFR程序详细计算了堆本体内的中子注量率、光子注量率、剂量率,并将计算结果与已有的二维程序设计结果进行比较。结果表明,将传统屏蔽计算方法与高性能计算相结合,能满足CFR600堆本体屏蔽计算精度要求,获得更为全面的三维展示效果,在计算模型复杂、粒子穿透深度等复杂问题的屏蔽计算上具有较明显的优势,为大型钠冷快堆屏蔽设计提供有力支撑。     

Application of High Performance Computing Analysis Technology in Shielding Design of Large Sodium-cooled Fast Reactor

The sodium-cooled fast reactor container is an integrated pool structure composed of numerous internal components and complex structure. The anisotropy is obvious and the deep penetration problem is serious in the process of neutron transport from core to biological shielding. The calculation of three-dimensional S_N method in large scale is the bottleneck restricting in the design of fast reactor shielding. By combining with high performance computing technology, the parallel computing scheme is used to solve the anisotropic three-dimensional deep penetration shielding calculation in the fast reactor. In this paper, the China Demonstration Fast Reactor (CFR600) reactor block was taken as the research object. Using JSNT-CFR code, the neutron flux rate, photon flux rate, and dose rate in the reactor block were calculated in detail. The calculation results were compared with those of the existing two-dimensional code. The results show that combining the traditional shielding calculation method with high performance computing can meet the requirements of CFR600 reactor block shielding calculation accuracy, and obtain a more comprehensive three-dimensional display effect. It can solve the problem of shielding calculation of complex problems such as complex model and particle penetration depth. It has obvious advantages and provides strong support for the large sodium-cooled fast reactor shielding design.     

西安脉冲堆1#径向孔道等效平面源的模拟计算

采用反应堆孔道深穿透屏蔽计算的点探测器、DXTRAN球抽样方法，计算了西安脉冲堆径向孔道出口处中子、光子的注量率空间分布、能谱分布和角分布等重要参数，并利用相应的实验测量值，验证了理论计算的准确性，为该实验孔道应用及建立该孔道出口处平面等效源提供了理论依据。     

DRAGON&DONJON程序在MSR中堆芯燃耗计算的适用性

DRAGONDONJON组件-堆芯"两步法"程序通过合理简化,理论可适用于任何堆芯与工况。使用蒙特卡罗方法 RMC(Reactor Monte Carlo code)、MCNP(Monte Carlo Neutron Particle transport code)程序验证DRADON程序是否能够承担快/热谱型熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)焚烧TRU、Th U燃料燃耗计算。选出熔盐增殖堆(Molten Salt Breeder Reactor,MSBR)与熔盐锕系元素再循环和嬗变堆(Molten Salt Advanced Reactor Transmuter,MOSART)堆型进行比较,同时分别利用RMC程序验证DRAGON程序组件燃耗计算的准确性,利用MCNP程序验证DRAGON程序组件均匀化方法以及DONJON程序截面调用和程序全堆扩散的准确性。结果表明,组件燃耗计算中,TRU和Th U燃料满足燃耗计算要求;堆芯临界计算中,快/热谱堆芯计算误差均小于0.001。证明DRADON程序可以胜任快、热谱型MSR焚烧TRU、Th U燃料的物理计算任务。     

反应堆屏蔽水箱失水过程的水箱表面辐射研究

基于蒙特卡罗方法的MCNP程序,研究了反应堆屏蔽水箱失水过程中的水箱表面辐射剂量的变化情况.在屏蔽计算时为了节省计算时间,运用了堆芯均匀化方法,通过调整均匀化堆芯的核素密度和等效直径,使得均匀化等效堆芯在屏蔽水箱表面的中子和光子注量率与非均匀堆芯近似相同.     

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。     

TOPAZ-Ⅱ反应堆~(135)Xe小反应性计算方法研究

TOPAZ-Ⅱ反应堆的中子通量密度很低,这使其在运行过程中引入的135Xe反应性很小,其数值难以采用现有的蒙特卡罗程序进行计算。本文考虑了中子价值对反应性的作用,采用MVP-BURN程序对TOPAZ-Ⅱ反应堆的135Xe小反应性进行了计算。该方法可为其他类似反应堆的小反应性计算提供参考。     

Azimuthal flux distribution measurements around fuel rods in reduced-moderation LWR lattices

An advanced analysis method named “micro reactor physics approach” was proposed, and the approach is needed for future reactor design considering the neutron behavior in fuel pellets. In order to validate the approach, neutron flux distribution measurements in a fuel pellet should be required. We have measured azimuthal flux distribution of fuel rods in Toshiba Nuclear Critical Assembly (NCA). A foil activation method with metallic foils was used for the measurement. Measured values were analyzed by a continuous energy Monte Carlo code MVP with the JENDL-3.3 library. The measurements are useful for the validation of an advanced fuel design method considering the neutron behavior in fuel pellets.     

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。