BEGe探测器晶体参数的蒙特卡罗计算与实验表征技术研究

利用²⁴¹Am发射的59.54 keV平行γ射线束对宽能BEGe探测器晶体进行扫描测量,通过晶体端面垂直扫描确定晶体直径,通过晶体侧面垂直扫描确定晶体高度。利用厂家提供的参数以及扫描得到的晶体参数建立蒙特卡罗计算模型,再通过点源和体源的实验测量值对晶体前端面及侧面死层厚度进行表征调节,使其与实验值符合,从而获得最佳理论计算模型。结果表明,获得的参数正确可靠,其点源探测效率的理论计算结果与实验测量值在2%内符合。该方法极大改善了蒙特卡罗计算BEGe晶体探测效率的精度,可应用于探测器的效率刻度及环境放射性调查。     

基于微扰计算的蒙特卡罗临界搜索方法研究

基于微扰计算,提出一种新的蒙特卡罗临界搜索方法。该方法仅需要对初始系统进行一次临界计算,利用临界计算结果及微扰计算结果,对有效增殖因子变化曲线进行估计,并以此为基础得到临界搜索的结果。计算结果表明,该方法可有效、准确地对临界搜索问题进行计算,并有效地克服了传统方法的不足。     

基于动态参数法的反应堆周期计算稳定性优化研究

本文对反应堆启动数据进行了统计分析,得出反应堆启动过程的不同阶段测量信号涨落特性不同,提出了一套基于动态参数法的反应堆周期算法。结果表明,该方法有效地改善了反应堆周期计算的稳定性,具有一定的工程应用价值。     

反应堆临界-燃耗耦合蒙特卡罗计算

基于连续点截面MCNP程序 ,研制了三维多群P3 中子输运蒙特卡罗程序MCMG ,并与栅元均匀化程序WIMS耦合 ,实现了临界 燃耗耦合计算。采用WIMS产生的 69群共振、自屏宏观中子截面和BUGLE 80u47群微观中子截面 ,分别计算了简单反应堆和临界实验堆问题 ,计算结果与其它输运方法的计算结果和试验结果一致。在相同计算精度下 ,MCMG的计算时间较MCNP的计算时间少     

反应堆α本征值蒙特卡罗计算方法研究

在蒙特卡罗(MCNP)模拟系统α本征值计算中常采用(κ,α)回归法.该方法在超临界和浅度次临界系统计算中,可以得到较好的结果,但由于算法本身的局限,在深度次临界问题模拟时并不能给出正确的结果.为了解决蒙特卡罗方法计算深度次临界系统α本征值的问题,本文提出了基于蒙特卡罗瞬态程序(TMCC)计算α本征值的衰变曲线拟合法.该...     

脉冲反应堆动态参数研究

本文介绍了脉冲反应堆瞬变的动态特性的计算模型。计算结果与实验值的相对偏差约3%。     

间隔分布法测量反应堆动态参数

本文介绍了反应堆中子计数统计学中的间隔分布方法的简单原理和数据处理方法。给出了测量系统的方块图和在DF—3零功率反应堆、高浓铀重水零功率反应堆上测量动态参数的结果,并与其他方法测量结果进行了比较。     

基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算方法研究

为建立安全壳喷淋覆盖率可靠、快速的计算方法,以对安全壳喷淋系统的设计研究提供新的辅助手段,本研究采用理论分析的方法,建立了基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算模型。通过与基于计算机辅助设计（CAD）的安全壳喷淋覆盖率计算结果进行对比,验证基于蒙特卡罗喷淋覆盖率计算方法的适用性。结果表明,两种方法的计算误差在1%以内。因此,本研究建立的基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算方法可靠且具有广泛适用性,对比CAD软件的喷淋覆盖率计算法,新的方法计算速度更快,人因错误率更低,有利于敏感性分析,可大幅提高安全壳喷淋系统设计能力。      

蒙特卡罗粒子输运计算网格计数方法研究

在进行反应堆数值模拟时,通过网格计数方法可以精细地统计整个堆芯中多种物理量的空间分布情况。本文基于超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC发展了一种反应堆静态物理参数的网格计数方法。通过日本原子能研究所临界实验装置TCA例题进行了数值验证,计算结果与MCNP计算结果吻合较好,表明了本文方法的可行性与正确性。     

蒙特卡罗方法在反应堆物理计算中的应用

利用蒙特卡罗 (MonteCarlo简称MC)方法对高通量工程试验堆的堆芯物理进行了计算 ,计算了该堆的 5个临界装置的有效增殖系数keff以及一个实际运行的复杂堆芯中考验回路内的考验燃料元件的中子通量 ,计算结果与实验值符合得很好     

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。     

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。     

堆用蒙卡程序燃耗计算功能开发

堆用蒙卡程序(RMC)是由清华大学工程物理系REAL实验室自主开发的用于反应堆物理分析的中子输运蒙卡程序,本文主要介绍其燃耗计算功能的开发与验证。RMC的燃耗计算功能具有的特点:内部耦合ORIGEN,相比于外耦合方式,更加灵活和高效;使用基于能谱的单群截面统计方法,可在保证精度的前提下,显著提高计算效率;采取预估修正和中点近似等多种燃耗步策略,减小大燃耗步长时的计算误差。通过计算压水堆栅元、沸水堆组件、快堆等一系列基准题和算例,验证了RMC燃耗计算的正确性和速度优势。     

插棒法空间效应修正因子计算中MC方法的应用

研究了MC方法在插棒法空间效应修正因子计算中的应用。用MCNP／4B计算了脉冲堆稳态堆芯第一循环插棒前后探测器位置的中子注量率,得到了探测器位置的空问因子。设计了修正空间效应的方法,并用该方法测量了脉冲堆所有控制棒的积分价值,结果令人满意。     

蒙特卡罗算法并行计算研究

采用蒙特卡罗(MC)计算方法,进行核反应粒子输运计算,是业内近十几年发展起来的一种有相对优势的计算方法.本文针对并行计算过程中数据初始化、计算任务分配、计算结果归约、计算结果一致性、程序功能一致性等关键问题进行了多种算法优劣的比较以及程序实现过程中的难点进行了分析,最终给出了测试结果和研究结论.结果表明,MC算法在粒子输运计算过程中有着相当好的计算效率.     

用蒙特卡罗方法进行核临界安全计算

本文介绍了蒙特卡罗程序ＡＭＰＸ－ＫＥＮＯ系统的铀富集厂核临界安全计算机中的应用,并为此作了大量临实验数据的验证计算和可用于实际生产的临界安全参数计算。     

X射线相干散射与非相干散射强度比的蒙特卡罗模拟

本文对X射线相干散射与非相干散射强度比进行蒙特卡罗模拟,模拟结果与实验测定符合较好。     

自适应蒙特卡罗方法计算海水淡化堆非能动系统物理过程失效概率

物理过程失效的研究对于非能动系统十分重要。目前,已被广泛应用的重要抽样蒙特卡罗方法需要依赖改进的一次二阶矩法寻找设计点。本文应用自适应蒙特卡罗方法,利用自适应方法确定重要密度函数,避免了改进的一次二阶矩法的不足,提高了抽样效率,而且在相同的模拟条件下,可较好地改善相对误差。以245 MW海水淡化堆非能动系统为研究对象,用自适应蒙特卡罗方法和目前已有的其他方法研究非能动系统的物理失效概率,最后对各方法在非能动系统上的适用性进行比较分析。