基于特征线法计算的超细群慢化方程求解方法

为实现对复杂几何、复杂能谱组件的精细计算,提出了一种基于特征线的超细群慢化方程求解方法。通过耦合特征线法中的固定源计算,在共振能量范围内建立超细群慢化方程,通过精细能谱获得复杂结构下的共振自屏截面。对典型压水堆栅元问题、带有温度分布的栅元问题、燃料内部存在不均匀性的栅元问题以及板状燃料组件问题进行了计算。结果表明,基于特征线的超细群慢化方程求解方法可精确计算复杂几何、复杂能谱问题,为共振计算提供基准。     

D-T中子发生器慢化体结构的蒙特卡罗方法研究

本文介绍了利用MCNP／4C程序对聚乙烯和重金属结合慢化14MeV中子的慢化体结构进行模拟计算和分析。计算结果显示：三种重金属中铅对增加慢化体热中子注量率最好,铋次之,铁最差。模拟确定了空心圆柱慢化体的壁厚为14cm。模拟结果证实了在源附近加5cm厚度的铅层,慢化体中引出孔热中子注量率最大,与全聚乙烯结构相比,可以把热化比降低三分之一左右,为实验确定慢化体结构提供了可靠的科学依据。     

基于分段高斯积分的在线多温度核截面生成方法研究

反应堆运行过程中温度不断变化,在模拟中常采用在线多普勒展宽方法生成各种温度下的中子核截面。已有的在线截面生成方法中,SIGMA1方法精度较高,但由于其使用了误差函数及泰勒级数展开方法,截面的生成效率偏低。本文基于FDS团队自主研发的超级蒙特卡罗核模拟软件系统SuperMC,针对不同能段截面的特点,发展了基于分段高斯积分的在线多温度核截面生成方法,在多普勒展宽共振峰较密集的区域使用高斯-厄米特积分方法,在低能区域使用高斯-勒让德积分方法,在保证核截面精度的同时提高了截面生成效率。通过典型核素截面的对比以及临界安全基准例题与多普勒反应性系数基准例题的测试,本文方法与SIGMA1方法相比平均计算效率提高5倍以上,且展宽温度越高,效率提升越明显。证明了该方法能够快速并准确地生成各种温度下的中子核截面,可用于反应堆多物理耦合计算。     

Fe、O、Na、N 中子全截面的积分检验

本文以美国截面评阶工作组指定的屏蔽基准“扫帚”(Broomstick)实验的结果为依据,检验 Fe、O、Na、N 的中子全截面.本工作编制了计算未经碰撞的透射中子谱的程序 FEONAN.检验了文献[ 1]中 Fe、O、Na 的中子全截面和文献[2]中 Fe、O、Na、N 的中子全截面.     

测量中子辐射俘获截面中多次散射修正的蒙特卡罗计算

本文针对实验装置的具体情况,对中子输运过程采取了“强迫碰撞”的办法,关于中子一次散射的贡献采取了“指向概率”的办法。为了提高计算效率,对于放置在样品架上不同角度的4个样品(大小结构相同)同时记录贡献。计算结果与实验估算基本一致。     

高能CT检测中图像重建算法的积分因子仿真计算

针对核装置的具体情况,设计一种提高其图像指标的算法。利用核装置的大量先验知识并结合蒙特卡罗程序来修正CT检测中图像重建算法的积分因子,通过图像重建仿真实验验证了该算法可有效抑制散射与串扰对图像重建的影响,大幅提高了检测结果的精度。     

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。     

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。     

GPU加速剂量计算中微分卷积/积分算法的实现

微分卷积/积分算法是计算精度较高的光子线剂量计算算法,较长的计算时间限制了该算法在临床上的使用。本文对微分卷积/积分算法中最耗时的部分实现了基于GPU的并行化计算,与基于CPU的计算相比,在Tesla C1060上计算速度提高可达30X-60X。利用γ因子对计算结果的准确性进行了分析,结果显示,无论是均匀水模还是非均匀头模,在单照射野还是多照射野情况下,加速后的结果都与CPU的计算结果有相同的准确性。通过GPU并行加速,微分卷积/积分算法能成为日常的剂量计算算法。     

基于改进缺陷因子方法的FCM燃料有效多群截面计算方法研究

全陶瓷微胶囊封装（FCM）燃料是重要的候选事故容错燃料,与传统燃料相比,FCM燃料的双重非均匀性使得其有效多群截面计算面临较大的挑战。本文提出一种改进的缺陷因子方法来处理FCM燃料在共振能区和非共振能区的自屏效应,实现FCM燃料的等效均匀化。通过颗粒丹可夫因子守恒来构建新的等效模型以克服传统的体积权重等效模型无法考虑燃料棒间自屏的影响;在共振能量段,基于新的等效一维球模型求解超细群慢化方程获得共振能量段的超细群缺陷因子;在非共振能量段,利用新等效模型的特征值计算获得快群和热群的多群缺陷因子;在此基础上实现FCM燃料棒的等效均匀化。本方法已在高保真中子学程序NECP-X上实现,并在一系列工况下进行了测试,与蒙特卡罗程序的比较表明,本方法能处理不同情况下的双重非均匀性,并可获得准确的有效自屏截面。     

~(238)U,~(235)U和~(93)Nb的次级中子能谱和双微分截面计算

一、引言自1966年Griffin提出激子模型以来,经过人们多年的工作,激子模型在计算次级中子能谱方面取得了一定的成功,用于角分布计算也有所进展。但迄今预平衡计算和平衡(蒸发)计算不能统一,计算结果不能定量地符合实验。其一个主要的原因是激子态     

重离子碰撞的费曼路径积分方法(FPIM)描述

用FPIM写出了内禀态的传播子,通过它将内禀态用内禀初态表示。在内禀态中求相对运动与内禀运动耦合的平均,得到它们的响应关系。由此依次得到相对运动的作用势、薛定谔方程。取方程的形式解ψ=e~(R iφ),便从薛定谔方程得到两个方程。从一个方程得到运动方程,从另一个得到输运方程。又由FPIM得到出射重离子的相对运动波函数,取玻恩展开的第一近似,最后定出了碰撞振幅。     

被动积分测220Rn技术中222Rn的甄别方法

提出了在ＣＲ－３９ＳＳＮＴＤ受照面加一定厚度的吸收体甄别掉氡,从而实现直接被动积分测量钍射气水平的方法,这种甄别掉氡的方法会降低测钍射气灵敏度,但通过采样小室加静电场的方法可以将测钍射气灵敏度大大提高。     

二维中子输运方程计算的角度多重网格加速方法及外推加速技术

为提高中子输运问题的计算时程效率,本文采用角度多重网格(ANMG)加速方法加速源迭代过程,并在此基础上给出了Lyusternik-Wagner外推加速技术,并应用到中子输运方程最小二乘有限元计算程序LESFES中.数值结果表明:无论对于各向同性散射问题还是强各向异性散射问题,ANMG加速方法具有良好的加速效果;而且在ANMG加速方法的基础上增加Lyusternik-Wagner外推加速技术后,可以使整体加速效果更加明显.     

~7Li(α,t)~8Be反应中α集团转移机制的研究

一、引言实验表明~7Li(α,t)~8Be反应角分布(E_α=28.2 MeV,E_α=30 MeV),在后角区有尖锐上升现象。用一般单核子转移DWBA计算,只能解释前角区,而不能拟合后角区。F.Merchez等用PWBAE理论拟合了后角区上升;在计算中他们考虑了四种反应机制,但略去了扭曲效应和取了切断近似。用包括重离子削裂(或拾取)的DWBA计算可能     

~(235)U的有效“俘获/裂变”截面比(α_5)和堆元件燃耗[Bu(%)]的一种计算方法

一、引言~(235)U的有效“俘获/裂变”截面比(α_5)对测定反应堆元件的燃耗B_u(%)、研究反应堆的特性和运行状况都是很重要的参数。在一定燃耗深度但仍属浅燃耗范围内,α_5值变化较小,还可以通过测定反应堆元件辐照前和辐照后~(235)U和~(236)U的含量来确定它的数值,常采用的α_5值