中子导管输运特性的数值计算方法

采用自行编写的数值方法计算程序NCMP(Numeric Calculation Method Program)对中子导管的输运性能进行了计算,并分别与文献以及俄罗斯核物理研究所Pusenkov教授提供的计算结果进行了对比,符合得很好.结果表明该数值计算软件能够精确地计算中子导管的输运特性.     

中子导管末端中子束角发散分布规律研究

本文针对常被忽略的中子导管末端束流角发散现象,基于全反射光学几何原理推导了准确描述中子束角发散分布规律的理论公式,揭示了角发散分布不连续特性的本质是源于导管系统中空间间隔的影响。利用蒙特卡罗模拟软件建立计算模型,验证了公式的正确性。模拟结果发现,角发散分布的不连续性将引起使用光阑的光路系统样品处中子强度空间分布不均匀,甚至出现栅格暗纹效应。依据理论解析公式,提出了优化角发散分布从而减小或消除暗纹效应的方法。     

散射大厅内中子导管屏蔽计算

中子导管将冷中子束从冷源引出至散射大厅,为保证大厅工作人员的安全,提供低本底实验环境,必须设计相应的屏蔽体进行屏蔽。在已有中子导管屏蔽体初步结构设计方案的条件下,联合McStas、MCNP,采用分段计算的方法对其进行了屏蔽计算,得到了散射大厅内中子导管周围不同位置处的辐射剂量率,验证了中子导管屏蔽体结构设计方案的有效性,为进一步开展工程设计提供了依据。     

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.     

冷中子导管模拟和参数优化计算

根据冷中子源及后续中子导管的布局参数,采用蒙特卡罗方法模拟计算了冷中子导管C3出口处中子柬均匀性、准直性及注量率等数据。优化表明：a）冷源与后续导管入口间距离应尽可能短;b）中子注量率及发散度均随导管超镜因子m值增大,m值由1．5增至3．0,其Y方向发散度增大24％,注量率提高61％;c）垂直于导管弯曲面方向的发散可以用高斯分布来描述,而导管偏转方向则呈条纹状发散;d）在m=1．5、冷源与堆内导管入口距离为2．29m情况下,束流垂直发散宽度为O．86°,中子注量率为2．44×10^2cm^-2．S^-1。     

中子反射谱仪前端导管优化

基于两种中子反射谱仪设计(A:前端为8.0 m垂直聚焦导管,入口200mm,出口40 mm;B:前端为1.6+3.4m水平偏转垂直聚焦导管,入口100mm,出口50mm),对其前端偏转/聚焦导管进行了中子束模拟,结果表明:1)在特征波长为0.4 nm的冷中子导管末端,没有必要再次偏转束流以减低本底;2)与建议方案相比,概念设计中的注量下降了52.8%,而水平方向发散度增大了24.1%,垂直方向发散度减小60.7%;3)聚焦导管长度应不低于6.0 m,导管聚焦超镜m值在2.0-2.5最佳,两侧超镜m值对束流几乎无影响,使用中子束高度应不低于150mm可达到较好的注量率和发散度.     

中国先进研究堆中子散射工程中子导管模拟研究

为使依托中国先进研究堆（CARR）进行的冷中子散射实验拥有更高质量的中子束流,本工作对中子散射工程中的中子导管系统各参数进行分析研究,并首次在国内应用等效中子导管理论,结合解析计算确定出优化的导管方案。同时,应用VITESS程序对各导管方案得到的中子束流进行了模拟,在综合考虑导管系统几何布局及中子束流的发散度影响后,探讨出若干符合实际的设计方案。尔后,利用导管位置计算程序NGPS,计算出各导管方案中每个导管单元的位置坐标。最终,根据各项指标对模拟的各导管方案进行对比,优选出CNGA、CNGB、CNGD3套中子导管系统的最佳参数,为即将进行的中子导管系统的设计和安装提供理论参考。     

中子粉末衍射谱仪导管选型设计与计算

由于中子粉末衍射谱仪新导管需要确定选型,用McStas模拟软件计算了不同宽度和超镜因子的三类弯导管对特定波段中子的传输效率,从中选择了三种传输效率较好又满足现场安装条件的弯曲导管做了更进一步的计算,为了比较不同形状导管的性能和对谱仪性能的影响,同时也计算了直导管和锥型导管。五种导管对分辨率影响计算中,最小晶格分辨可达3.5‰左右。综合考虑结果表明,选取弯曲导管比较合适。     

利用Mcstas对两种中子导管模型的模拟计算

对于一台中子散射谱仪,中子导管对中子的传输性能很重要,文中利用Mcstas程序对中子小角散射谱仪中平行中子导管和锥形中子导管以及平行中子导管的几种准直长度对中子的传输性能进行了模拟计算,通过对样品台处束流轮廓和中子注量率的计算,可以看出,相对于锥形中子导管,平行中子导管为中子传输性能更优良的排列模式,平行中子导管模式下几种准直长度具有不同的中子的传输效率,设计时要兼顾准直度和注量率这两个因素。     

高保真中子输运计算的多级加速理论及应用

为解决高保真中子输运计算耗时严重的问题,本文提出了多级加速理论。其中,针对迭代求解过程,采用迭代加速的思路,即通过等价的低分辨率系统加速以减少迭代次数;针对瞬态求解,采用时间步加速方法,通过建立多级预估校正系统,实现在大时间步长下开展准确的高保真中子输运计算。最终引入不同分辨率系统的概念,将时间步加速方法与迭代加速方法整合形成一套完整的多级加速理论,并将其应用到精细化中子物理计算程序HNET中。采用典型瞬态基准题验证HNET程序加速效果。数值结果表明：多级加速理论能够在保证高保真中子输运计算精度的同时,极大地提升计算效率。     

弯曲中子导管传输效率研究

应用蒙特卡罗模拟程序NGT2002,从特征波长、镀层反射率、镀层材料、几何调整误差、导管间隙、导管制造几何误差等几个方面研究了弯曲中子导管的传输效率.计算出分别由天然Ni、超镜组成的弯曲中子导管的传输效率曲线,讨论了弯导管特征波长的选取方法,确定了镀层反射率取值、导管水平几何调整误差限度、导管间隙优化值、导管制造宽度几何误差的限度.     

中子输运的随机理论

运用概率理论,考虑t时刻n个相空间点(r,u_iΩ_i)单位体元中分别出现N_i(i=1,2,…,n)个中子的概率P_N(r,t,uΩ),提出一个新的中子输运的随机理论,导出概率母函数Fn的非线性积分微分方程组。在某些近似下,n=1概率分布一阶矩方程恰好是中子平均数玻尔兹曼方程。将各向同性散射的单速中子随机理论应用于点堆模型。在一个超临界系统中,当t→∞时,出现有限个中子的概率为零,P_N=0(0＜N＜∞),即系统内或没有中子,或有无限多中子。给出了母函数的近似解,导出了母函数概率分布各阶矩的近似方程及解式。标准差公式表明,当初始中子数起伏ξ0较大,初始中子平均数N0不够多,或中子源强Q很弱时,对于0＜λ＜1的增殖系统,中子数的起伏很大,应予以重视。     

3-D Neutron Transport Benchmarks

Three-dimensional (3-D) neutron transport benchmark problems proposed from Osaka University to NEACRP in 1988 have been calculated by many participants and the results have been summarized. The results of k _eff, control rod worth, and region-averaged group fluxes for proposed four core models calculated by various 3-D transport codes have been compared. There was consistency among the results, when necessary corrections were made. The solutions of the four core models are quite useful as benchmarks for checking the validity of 3-D neutron transport codes.     

基于组件模块化特征线方法的中子输运计算研究

栅元模块化特征线方法(MOC)在处理压水堆组件水隙等问题上存在几何处理上的困难。为了克服这些问题,采用Fortran语言开发了基于组件模块化特征线方法(AMRT)的中子输运计算程序NECP-Medlar,并采用两重粗网有限差分方法进行加速。2D C5G7基准题和典型压水堆组件问题的数值计算结果表明,该程序具有良好的计算精度和较高的计算效率,并且能够通过直接计算组件之间的水隙,较精确地描述组件中子通量密度的分布。     

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。     

Measurements and Simulations of Neutron Wavelength Spectra at Curved Neutron Guide CNGB's End

<正>There are four curved neutron guides(CNGA,CNGB,CNGC and CNGD) in the guide hall of China Advanced Research Reactor.Neutron wavelength spectra at different points on the cross section of neutron guide CNGB end were measured and simulated.The results are summarized in Fig.1 and Fig.2.From the results,     

KYCORE程序中子输运计算的改进

KYCORE程序是在中国核动力研究设计院开发的二维组件计算程序KYLIN-2基础上开发的三维堆芯数值计算程序,其中中子输运部分采用径向特征线方法(MOC)与轴向离散坐标法(SN)直接角通量耦合的方法实现高精度计算,并通过粗网有限差分方法(CMFD)加速实现快速收敛。KYCORE程序因为计算流程的简化,导致可能出现不收敛,因此在计算方法和网格划分上做了改进,提高了计算的稳定性和包容性。通过与C5G7扩展基准题和蒙特卡罗程序的计算对比,数值验证了KYCORE输运部分计算的稳定性与准确性。     

仿生导叶对CAP1400主泵性能影响研究

为探究仿生导叶对主泵整体性能的影响,本文以CAP1400主泵的缩尺模型（1:2.5）为研究对象,提出了一种新型导叶叶片仿生设计结构,并通过优化设计平台得到了优化模型（仿生导叶最优解）。采用数值方法得到了主泵全三维模型的水力性能和安全性能,并通过对比分析原模型与优化模型之间性能差异,得到结论：在设计工况下,优化模型使主泵的扬程和效率分别提高了1.7%和1.9%;优化模型具有降低内流场噪声和改善导叶叶片表面应力分布的作用;优化模型对主泵空化性能影响不大。本研究结果可为后续主泵进行水力设计和声学预测提供参考。