蒙特卡罗程序并行计算研究

研究了MCNP程序并行化计算的实现,推导得到了蒙特卡罗程序并行计算的数据综合方法,并用实例验证了此方法的正确性。采用蒙特卡罗程序多CPU并行计算,可以成比例地提高计算效率。     

概率表方法及其在蒙特卡罗计算中的应用

本文对概率表方法(PTM)及其在蒙特卡罗计算中的应用作了简要的介绍和讨论。     

多群蒙特卡罗程序MCMG的开发与基准校验

基于连续能量蒙特卡罗程序MCNP开发了多群蒙特卡罗程序MCMG.利用由栅元程序WIMS产生的随燃耗变化的多群宏观均匀化截面取代连续能量点截面,大大提高了程序的计算速度,同时也解决了蒙特卡罗程序不能进行燃耗计算等问题.针对输运修正引起的自散射截面导致的负概率抽样现象,提出了一种非负修正方法,并用基准计算验证了该方法的正确性.     

通用二维几何的蒙特卡罗热谱程序MCTGP—2D

ＭＣＴＧＰ－２Ｄ是多能蒙特卡罗热谱程序ＭＣＴＧＰ的新版本，用ＦＯＲＴＲＡＮ语言编制，可以在ＰＣ３８６以上的微机上运行，除了保留ＭＣＴＧＰ程序的全部功能外，每个栅元可以由圆、椭圆、任意三角形、任意四边形、矩形相组合而成。可以处理通用二维几何，栅元内几何区数任意。具备微机上栅元几何图形显示功能。对束棒栅和平板栅两个样本方案的计算结果与ＭＣＴＧＰ计算结果相符。     

基于连续能量蒙特卡罗的快中子反应堆均匀化截面计算方法研究

快堆确定论两步法通常由组件均匀化截面计算和堆芯扩散/输运计算共同组成,已广泛应用于快堆工程设计与分析领域。基于连续能量精细几何的蒙特卡罗均匀化截面计算方法可为先进快堆提供高精度均匀化群常数。本文简要综述了蒙特卡罗生成的均匀化截面与堆芯扩散/输运计算结合的发展现状与技术趋势。介绍了蒙特卡罗体积通量均匀化方法和超级均匀化等效修正方法,提出了蒙特卡罗通量矩均匀化方法。以MET-1000金属燃料快堆数值对标为例,针对堆芯扩散计算,对控制棒使用超级均匀化等效修正方法,将堆芯扩散计算的控制棒价值高估从13.5%减小到0.35%,并提高了功率分布预测精度;针对堆芯输运计算,定量解析了误差原因,提出了蒙特卡罗通量矩均匀化方法,可减小MET-1000堆芯输运计算的反应性误差698 pcm。本文中适用于快堆扩散及堆芯输运计算的蒙特卡罗均匀化截面生成方法针对先进非均匀布置快堆、小型快堆等新型堆芯,与不同堆芯求解器的结合有待进一步发展与验证。同时,蒙特卡罗生成快堆均匀化截面还有许多问题需要深入研究,如不连续因子修正、基模修正、历史效应处理方法等。     

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。     

气相色谱过程的蒙特卡罗模拟

用蒙特卡罗方法模拟了易挥发化合物的气相色谱微观动力学行为,描述了化合物随气流在固体色谱柱表面的迁移以及吸附-解吸等过程.按气相色谱微观动力学模型编译的计算机程序模拟了超重元素化合物在等温色谱及热色谱的动力学过程,并根据不同实验条件进行了大量计算.计算结果与实验数据较为吻合.讨论了超重元素的半衰期、吸附态的周期、载气流量以及化合物的质量密度等对实验结果的影响及该理论模型的优点和待改进的地方.     

基于蒙特卡罗均匀化的堆物理分析方法

为了适应未来核电市场的需求,国际上提出了多种几何结构复杂、能谱变化多样的新概念核能系统,这对传统的确定论反应堆物理分析方法提出了越来越多的挑战,虽然蒙特卡罗方法相比于确定论方法在几何及能谱适用性方面具有明显的优势,但在解决较大规模问题时,仍面临计算时间太长、收敛过慢的问题。本研究借鉴确定论分步法堆芯计算的思路,提出了一种合理的解决方法:在栅元或组件层次计算时,采用蒙特卡罗方法,同时统计得到栅元或组件的多群均匀化常数;在堆芯层次计算时,采用确定论方法,提高堆芯的计算效率。这种方法汲取了蒙特卡罗方法在精细几何以及能谱适用性方面的优势以及确定论方法在堆芯层次计算效率更高的优点,克服了单独采用确定论方法或蒙特卡罗方法所带来的不足,可以作为新型核能系统设计与分析的一个有效工具。本文通过算例构造,对组件少群常数的统计、少群扩散系数的转化以及堆芯少群确定论计算的正确性都进行了检验,结果表明,这套计算流程是可靠的。     

基于蒙特卡罗程序的热管微堆少群截面制作方法研究

为了提高热管微堆物理计算效率,基于栅元均匀化-堆芯输运计算两步法,从各向异性散射、燃料均匀化模型、泄漏修正、能群结构等方面,开展了基于蒙特卡罗程序的热管微堆输运计算所需少群截面制作方法研究。数值结果表明：采用输运修正、泄漏修正等方法,并且外围燃料采用专门的“燃料-反射层”均匀化模型,两步法计算得到的有效增殖因子（k_eff）偏差小于100pcm（1pcm=10⁻⁵）,功率分布偏差小于3%,控制鼓总价值偏差小于5%,且堆芯输运计算代价比蒙特卡罗一步法全堆计算小2个量级。因此,本文研究的栅元均匀化-堆芯输运两步法满足工程设计的精度要求,同时大幅提高了热管微堆物理计算效率。     

对微分截面测量值进行修正的直接蒙特卡罗方法

为了对实验测量的微分截面进行修正,通常都采用迭代方法,本文提出的直接蒙特卡罗方法不需要进行迭代,可以实现一次计算便完成修正。通过实际例子的计算表明,直接方法的效率比迭代方法的效率有明显提高。     

蒙特卡罗方法用于HFETR堆芯γ释热的可行性研究

采用蒙特卡罗方法对高通量工程试验堆(HFETR)堆芯内的γ释热进行了计算,并将计算结果与实测值进行了比较.结果表明:用蒙特卡罗方法计算HFETR堆的γ释热率是可行的,具有满意的计算精度.因此,在实际工程中可采用蒙特卡罗方法来计算HFETR及堆芯内任意位置的γ释热.     

研究性重水反应堆UO_2堆芯的物理计算

一、前言研究性重水反应堆为提高燃料组件的安全性,决定采用UO_2棒束燃料代替原来的金属铀燃料。棒束燃料,除~(235)U浓度保持不变外,元件的结构、形状都作了改变,因此必须先进行理论计算,为重水堆首次使用UO_2棒束型元件的临界实验提供必要的理论数据。由     

蒙特卡罗模拟光子输运中截面数据的拟合

在蒙特卡罗模拟光子运输的过程中,截面一直是一个比较棘手的问题,本文用曲线拟合的最小二乘法来拟合137CS源发出的射线与NaI晶体发生相互作用时其光电截面、康普顿散射截面、总吸收系数,并模拟了137CS源在NaI探测器中的沉积谱.     

蒙特卡罗方法在铅活化测量系统中的应用

利用蒙特卡罗模拟程序MCNP5,模拟计算铅活化法中前端活化体的厚度对系统探测效率的影响,确定铅材料的正面最佳厚度,模拟结果与实验测量及解析式计算的结果基本一致.     

多群蒙特卡罗方法在反应堆屏蔽设计中的应用

针对清华大学10MW高温气冷堆模型进行MCNP程序的多群计算,多群数据库由DCL-75/BUGLE-80库经适当处理得到,使用离散角近似和等概率阶梯函数法逼近实际角分布。计算结果与二维SN程序DOT的计算结果进行了比较,两者较为一致。     

核截面不确定性引起的keff不确定度的直接蒙特卡罗方法计算

核截面数据不确定性是现阶段造成核装置的k_eff计算不确定度的重要因素,本文采用直接蒙特卡罗方法分析核截面数据引起的k_eff不确定度。直接蒙特卡罗方法首先根据核截面协方差矩阵直接模拟产生多套随机核截面数据,然后利用现有堆芯计算程序计算核装置的k_eff,最后对k_eff计算结果进行统计,得出由核截面数据引起的k_eff计算不确定度。通过对Jezebel-²³⁹Pu基准装置和中国实验快堆首炉堆芯进行计算和分析,验证了方法的合理性与可行性。     

不同蒙特卡罗程序高气压电离室能量响应特性差异的研究

蒙特卡罗程序常被用于高气压电离室能量响应特性的研究。但在相同辐射场条件下,用不同蒙特卡罗程序计算的高气压电离室能量响应的结果各不相同,与实验相比也存有差异。本次研究通过使用MCNP5、EGSnrc和FLUKA计算得到了低空气比释动能系列X射线和~(137)Cs能量光子的高气压电离室的灵敏度因子,并与实验结果比较。结果表明这三种MC程序计算的灵敏度因子基本一致,在~(137)Cs光子能量时与实验结果相差均小于25%。通过比较各MC程序计算所用时间,发现EGSnrc计算效率最高。最后分析得到因为这三种MC程序对电子输运的处理方法的不同导致了计算结果和计算效率的差异。     

阵列康普顿背散射成像系统设计的蒙特卡罗仿真研究

阵列康普顿背散射技术中存在探测到的射线强度低和不同测量单元间散射线干扰等问题.针对这些,进行MCNP仿真实验,分析各种因素对不同测量单元散射线干扰及探测到射线强度的影响趋势和影响程度,为实际系统的设计提供参考.     

基于连续能量蒙特卡罗方法的均匀化群常数计算

两步法反应堆物理计算流程中,组件均匀化群常数显著影响堆芯计算精度。相比确定论方法,连续能量蒙特卡罗方法均匀化精确描述各种几何构型栅格,避免繁琐共振自屏计算,保留更多连续能量信息,不仅产生的群常数更精确,而且普适性也更强。作为实现连续能量蒙特卡罗组件均匀化的第一步,本文应用径迹长度方法统计计算一般群截面和群常数,提出并使用散射事件方法获得不能直接应用确定论方法计算群间散射截面和高阶勒让德系数,应用P1截面计算扩散系数。为还原两步法计算流程中组件在堆芯的临界状态,本文应用BN理论对均匀化群常数进行泄漏修正。在4种类型组件和简化压水堆堆芯上数值验证蒙特卡罗均匀化群常数。验证结果表明:连续能量蒙特卡罗方法组件均匀化群常数具有良好几何适应性,显著提高堆芯计算精度。     

铀水系统核临界安全的蒙特卡罗计算

本工作涉及应用蒙特卡罗程序MCNP4B对铀水系统核临界实验数据进行验证计算和对740L容器取料时漏入CaCl₂盐水后形成的UO₂F₂-CaCl₂水溶液系统的有效增值系数k_eff的模拟计算。计算结果表明，MCNP4B程序对铀水系统核临界安全计算是有效的，漏入盐水后形成的均匀UO₂F₂-CaCl₂水溶液系统是核临界安全的。计算结果为实际生产中的核临界安全性提供了理论依据。 