三维中子-光子离散纵标输运程序CTDOS开发与验证

基于离散纵标方法开发了三维输运屏蔽程序CTDOS测试版。该程序可实现三维几何系统内中子-光子输运过程k_eff和固定源计算问题的求解。采用CTDOS程序对Takeda基准题第一模型、Kobayashi基准题第一模型进行了计算,k_eff计算结果与基准题及TORT计算结果的最大误差小于0.04%,群通量密度计算结果与基准题及TORT计算结果的平均误差约为3%。结果初步证明：CTDOS开发过程及功能是正确的,计算精度较高。     

三维瞬态输运程序在中子点火中的应用

基于广义半马尔科夫过程模拟方法开发了一套三维中子输运瞬态蒙特卡罗程序GSMP3D,该程序使用ACE格式连续截面,适用于随机中子场瞬态和强中子场瞬态问题的求解。以美国劳伦斯利弗莫尔国家实验室(LLNL)和洛斯阿拉莫斯国家实验室(LANL)提供的中子点火对算模型为例,对比了GSMP3D与美国点火程序Mercury的计算结果,二者吻合很好,GSMP3D不仅给出了中子点火概率,还提供了定态点火实验的中子爆发等待时间的统计结果。表明该程序可用于处理中子点火问题。     

基于非结构网格输运模型的核-热耦合程序的开发与验证

反应堆内存在着中子物理、流动传热等多种物理场的紧密耦合和相互反馈。为了能准确地模拟反应堆内的真实情况，本研究针对先进复杂反应堆开发了非结构网格核-热耦合程序MORPHY。中子物理求解采用三角形变分节块法方法结合刚性限制法求解时空中子输运方程；热工水力求解基于一维的并联通道模型和圆柱导热模型。采用TWIGL基准题验证了中子动力学的准确性，堆芯相对功率与参考结果的偏差小于0.5%。与Dodds基准题结果对比，验证了程序对于非结构网格的描述能力。基于NEACRP压水堆基准题对程序的核热耦合计算能力进行验证，并分析对比了不同耦合方法、角度离散阶数对结果的影响。结果表明：MORPHY程序计算值与TWIGL、Dodds以及NEACRP基准题参考值吻合良好，能够用于堆芯稳态和瞬态核热耦合分析模拟。     

MCNP4B程序可视化运行平台开发

成功开发了一套基于Windows98系统的MCNP程序可视化运行平台McnpClient，它界面美观，操作简便，易学易用，将会获得不熟悉MCNP程序和蒙特卡罗方法的物理工作者的欢迎，有利于MCNP程序的推广应用。     

堆芯中子学程序系统SARCS-4.0的开发及初步验证

开发了堆芯中子学程序系统SARCS-4.0,该程序系统能处理由任意方形燃料组件组成的堆芯;能计算铀钚、钍铀燃料循环;能计算硼、钆、铒、铪、银、铟、铕、钐等各类可燃毒物和含硼、铪、银-铟-铬、铕、镝等各类控制棒;具备堆芯核设计的基本功能.使用SARCS-4.0系统对超临界水冷反应堆(SCWR)堆芯进行计算以验证程序系统的计算准确性,结果表明,SARCS-4.0系统具有较高计算精度,该系统从功能上、精度上均适用于新型反应堆堆芯选型研究.     

相关抽样方法在中子、光子输运中的应用

介绍了相关抽样方法在中子、光子输运中的应用，并给出了两个具体例子。相关抽样方法是蒙特卡罗方法中一种有效的方差减小技术，主要适应于计算系统参数发生小改变时输出结果的变化量，并可以在一次计算中同时给出多个相似系统（系统参数差异不大）的结果。     

瞬态中子输运计算程序的研制

开发编制了基于输运理论的瞬态中子动力学程序DOT4-T.该程序是在二维稳态离散纵标程序DOT4.2基础上开发的,对瞬态中子输运方程中的时间变量直接应用无条件稳定的隐式离散格式.为验证该程序的正确性,对一些一维和二维瞬态基准问题进行了校核计算,其结果与基准题吻合良好.     

EGS程序光子输运模型研究进展

随着EGS在辐射物理和医学物理等众多方面的广泛应用,其物理内核被EGS开发小组所不断更新,光子的输运模型也越来越完善.本文综述了光子输运模型的进展,包括线性极化光子散射、康普顿散射中的电子约束等效应以及光子截面数据库的更新.     

MCNP程序在核弹头核查中子探测技术研究中的应用

为合理设计基于核弹头泄漏中子被动测量核查方法的实验方案，根据假想核弹头模型，用MCNP程序计算了其泄漏中子能谱。结果表明，核材料自发裂变中子在透射出弹体后被慢化，大部分中子成为慢中子，能量小于0.5MeV。分析了这一结果对核武器现场核查中子探测技术的意义。      

基于改进多区delta-tracking方法的蒙特卡罗中子输运跟踪与临界计算验证

传统蒙特卡罗程序进行中子输运跟踪时,当中子穿越不同材料边界时需频繁大量地计算中子到材料边界的距离,若中子平均自由程大于局部模型的宏观尺寸,则大量的距离计算会显著降低中子输运跟踪效率。为弥补传统中子输运跟踪方法带来的潜在效率降低的缺陷,本文提出了改进多区delta-tracking中子输运跟踪方法,通过引入虚截面来对模型进行多区的虚拟均匀化处理,进而在中子输运跟踪时可不考虑材料边界穿越问题,理论上可提高中子输运跟踪效率。将改进多区delta-tracking中子输运跟踪方法在多功能辐射输运模拟仿真平台MOSRT系统中进行了程序实现。利用基准题和全堆芯模型开展了临界计算验证,证明了本文方法及程序的正确性和有效性。     

NPDMC中子和光子耦合输运孔道计算三维蒙特卡罗程序

ＮＰＤＭＣ是一个我国研制的多群中子和光子耦合输运的三维孔道计算蒙特卡罗程序。该程序配备了国内制作的８７群中子和２５群光子截面数据库,在程序设计中,采用了一些独特的方法和技巧,成功地解决了蒙特卡罗方法应有和到辐射屏蔽计算中所遇到的“深穿透”和“小概率”等难题。ＮＰＤＭＣ程序可以计算各种类型的研究性反应堆和动力堆中的管道,束孔和缝隙的中子能量,能谱,剂量率和γ光子通量及剂量率等。     

热中子散射数据处理程序TSC的研制

为获得核工程应用上准确的热中子散射数据,同时顺应国内近年来对核电软件自主化的迫切需求,利用FORTRAN90计算机语言研制了热中子散射数据处理程序TSC。TSC程序的研制主要基于中子热化理论和变步长积分法,程序的设计采用模块化设计以及数据I/O独立设计以提高其可扩展性和可维护性。采用TSC程序计算了现有的热中子散射评价核数据,并与同类程序THERMR的处理结果进行对比。结果显示,两者计算结果符合很好,从而验证了TSC程序的正确性与可靠性。     

中子输运蒙特卡罗模拟的区域分解方法研究

蒙特卡罗模拟方法在反应堆物理分析中的发展和应用受到计算机内存不足的限制,区域分解是一种解决方法。本文将区域分解方法应用于中子输运蒙特卡罗模拟过程,基于反应堆蒙特卡罗程序RMC,实现区域分解基本功能,并测试、分析了其并行性能。结果表明,负载均衡与通信性能是影响区域分解方法的关键因素。对区域分解方法的结果可重复性问题进行了研究,提出对源中子进行排序的实现方法。     

基于广义最小二乘法原理的中子能谱解谱程序开发及验证

中子能谱是反应堆的一项重要参数,为验证理论计算,常使用阈探测器活化法对中子能谱进行实际测量。为解决由于活化片数量小于能群数量而引起的解谱问题并获得较高的解谱精度,基于广义最小二乘法原理开发了解谱程序NSAGLS。使用IAEA给出的例题进行了验证,结果表明该程序能够得到正确的解谱结果。该程序可用于反应堆中子能谱的解谱,并能够考虑输入谱、核反应截面及测量活度不确定度信息对解谱结果的影响。