JMCT-S一次屏蔽计算源项生成功能开发

一次屏蔽计算对于评估工作人员的辐射剂量、确保反应堆压力容器(RPV)及堆内构件在整个反应堆寿期内的安全性以及防止混凝土屏蔽体及其外部部件和结构被过度活化具有重要的意义。对于一次屏蔽源项的处理,JMCT-S程序自带的源粒子抽样功能无法完全满足其计算需求。本文开发了JMCT-S程序的源项生成程序和源抽样子程序,并在秦山一期和CAP1400一次屏蔽计算模型上进行了验证和应用。数值结果表明,推导的理论模型和开发的程序是正确的,从而为后续提高一次屏蔽设计精度提供了基础。     

10MW高温气冷堆屏蔽计算分析

高温气冷堆是第4代核能系统的重要堆型之一,由于其堆芯体积庞大、几何结构复杂,屏蔽计算难度较大.本工作使用三维SN程序TORT对10 MW高温气冷堆进行屏蔽计算,并用ANISN、MCNP程序进行校核.结果表明,TORT程序计算结果与ANISN、MCNP程序计算结果符合很好.     

应用MCNP程序处理研究堆屏蔽计算深穿透问题的方法研究

采用MCNP程序对某一体化研究堆主屏蔽设计进行验证计算。通过几何分裂、源项模型简化、多群截面和能群截断等方法逐步优化计算模型,计算效率提高了70%,计算结果方差小于10%,与确定论程序计算结果吻合较好。经分析,本文建立的计算方法适用于屏蔽层较厚研究堆的屏蔽计算。     

大容量钴源运输容器屏蔽研究

大容量钴源运输容器为运输工业用钴源而设计的专用设备。由于内容物放射性活度水平很高、衰变热很大,仅有少数国家具有设计能力,在国内的研制尚属首次。在对钴源运输容器的屏蔽设计研制过程中,突破之前的屏蔽设计技术束缚,采用MCAM程序与MCNP程序模拟计算钴源运输容器外的剂量率水平,并在设计过程中及时发现容器存在的设计缺陷,从而进行了设计改进,保证了容器满足国家标准要求的各项设计措施。目前这些设计措施已通过相关的试验验证。结果表明:针对大容量60 Co运输容器的关键技术制定的设计措施合理有效,充分保证了容器在经受国家标准中规定的正常运输条件和运输中事故条件下各项试验后容器屏蔽性能的完整性,确保钴源运输的安全。     

基于多次碰撞源的屏蔽计算方法研究

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。     

迷宫屏蔽剂量计算方法的比较研究

本文在NCRP第49、51和151号报告基础之上,概述了低能和高能加速器迷宫剂量率的理论计算方法。应用此种方法,分别对同方威视技术股份公司密云CT厂房的多折迷宫和军事医学科学院辐照实验室的弧形迷宫进行了理论计算。通过与现场测量实验和蒙特卡罗模拟计算结果的对比得出,该方法只要参数选取合理,对于一般迷宫剂量率的估算,可以节省大量计算时间,得到较为保守准确的结果。希望可以为今后迷宫的设计和剂量估算方法提供参考。     

MCNP程序在ADS屏蔽计算中的应用

利用基于蒙特卡罗方法的MCNP程序计算了加速器驱动的次临界系统(ADS)中质子束管内的中子注量率分布以及通过质子束管顶端面和其它外表面逸出的中子注量率，得出了一些对ADS设计有意义的结论。     

125I种子源自屏蔽效应研究

采用直接法和间接法测定了钯化法工艺条件下制备的125I种子源源芯的自屏蔽系数.结果表明,吸附基材表面积一定的情况下,吸附液初始活度的大小不影响基材的吸附率,125I种子源源芯的自屏蔽系数均维持在64％左右,NaS2O3的加入对自屏蔽效应系数有较大程度的降低.     

EPR堆芯严重事故下安全壳内的辐射屏蔽计算

MCNP程序可以从粒子输运、扩散方程的角度来模拟计算堆芯在严重事故下安全壳内的辐射剂量水平。文章以EPR堆芯为例,采用MCNP 5程序及其核数据库CCC-710建立了精确的三维蒙特卡罗模型,在此基础上对EPR严重事故下安全壳内的辐射剂量率进行了计算分析,为判断堆芯情况和制定应急防护行动提供了数据参考。     

MCNP程序在微型钠冷快堆屏蔽计算中的应用

应用MCNP程序为微型钠冷快堆(MFR)概念设计建立了精确的屏蔽计算模型,并对其主要屏蔽物理量进行详细的计算分析.结果表明:在到达屏蔽层的外边界前,MFR内γ光子和中子注量率都已经迅速下降到较低的水平,主容器外的屏蔽层材料以碳钢为主,可以设计出满足安全准则的屏蔽结构;一回路钠的活化十分有限,屏蔽比较简单,铍反射层中氦的产量和控制棒吸收段的10B消耗比例都很小,这些材料可以使用多个寿期.     

基于正向蒙特卡罗计算的自动源偏倚方法在屏蔽计算中的应用

反应堆屏蔽计算是粒子输运数值计算的难点问题之一。由于仅有少量处于堆芯外围组件的高能中子能到达屏蔽层外,如果对源粒子采用无偏抽样,大量的计算时间用于模拟无用的源粒子,计算效率很低。偏倚抽样是提升蒙特卡罗模拟计算效率的重要途径,包含源偏倚、输运偏倚和碰撞偏倚等。MCNP程序的权窗发生器可为输运偏倚和碰撞偏倚提供参数,但不包含源偏倚。本文利用正向蒙特卡罗计算权窗发生器产生的重要性函数,生成源偏倚参数以及与之匹配的权窗系数,在屏蔽计算中取得了很好的效果。本文的方法与MCNP的权窗功能完全兼容,使用方便。     

镅铍中子源实验装置屏蔽设计

根据拟研制的多用途镅铍中子源实验装置结构及功能特点,制定了适合本实验装置的多条件限值的屏蔽计算方法,通过对多种复合屏蔽材料的组合屏蔽方案比较研究,确立了合适的屏蔽参数,并采用蒙卡模拟方法对实验装置的屏蔽性能进行了物理仿真,结合实验测量验证了屏蔽设计的合理性。     

基于代码生成技术的COSINE软件开发

采用代码生成技术可大幅提高软件开发的质量和生产率,降低软件开发风险。目前已有代码生成器多是基于UML模型驱动技术,不能很好适应核电数值计算软件的开发需求。本文针对科学计算类程序的设计特点,开发了基于C#的代码生成器FCG。FCG可根据输入元数据自动生成Module变量定义Fortran代码,并根据元数据自动生成动态变量的内存分配接口和数据访问接口,方便程序直接调用。目前,FCG已应用于堆芯设计和系统分析一体化平台（COSINE）软件的开发过程,实践证明,FCG可极大提高核电软件的开发效率,同时降低软件开发的缺陷率。     

用于迷宫屏蔽计算的蒙特卡罗减方差方法研究

本文应用多种减方差技巧提出了强迫指向自动重要抽样（FPAIS）方法,并在MCNP5程序平台实现了该方法。采用该方法对1个多折迷宫算例进行了模拟计算,计算结果与MCNP5程序的直接模拟、DXTRAN球、点通量3种方法的结果进行了比对。基于此算例对FPAIS方法进行了引导面设置和粒子数敏感性分析。结果表明,FPAIS方法在保证一定计算精度的前提下,比其他3种方法的FOM提高2~3个量级,且该方法对引导面设置不敏感、可用性强,对于迷宫屏蔽计算是一种准确、高效的解决方案。     

三维并行程序JSNT对HBR-2装置的屏蔽计算与分析

屏蔽计算是反应堆设计的重要环节之一,其计算结果直接影响核系统的寿命以及周边环境的辐射安全。JSNT是由中物院高性能数值模拟软件中心自主研发的三维离散纵标（S_N）中子/光子输运程序,采用区域分解实现大规模并行,具有较高的计算精度和计算效率。本文利用JSNT对HBR-2装置进行屏蔽计算,分析了辐照监督管处和中子剂量测量仪处的中子通量密度分布以及6个核素的放射性比活度,并与实验测量值进行了比较,发现网格划分对计算结果有较大影响,随着网格的加密,计算结果趋于实验值;除在中子剂量测量仪处的²³⁷Np(n,f)¹³⁷Cs和²³⁸U (n,f)¹³⁷Cs外,计算结果与测量值的相对偏差均小于20%,满足工程要求。