二维任意几何子群共振计算程序的开发

传统共振方法是基于多群数据库插值表的等价理论有理近似方法,其几何适应能力仅限于简单几何,不能胜任复杂情况的共振自屏计算。子群方法基于共振峰的概率分布得到子群参数,利用现有的适用于任意几何的中子输运程序求解子群通量密度,通过子群通量密度权重子群截面,得到具体问题各个共振区的自屏截面。基于子群方法,开发了适用于二维任意几何的子群共振程序(SUGAR)。例题校验结果表明,SUGAR程序适用于二维任意几何共振计算。     

快堆伪裂变产物数据的计算

从微观评价核数据库出发 ,计算给出了快堆谱的伪裂变产物数据 ,包括一群的截面数据和多群的全套中子数据 ,裂变核有2 3 5U和2 3 9Pu。截面数据有全截面、弹性散射、非弹散射、(n ,γ)、(n ,2n)截面 ,多群全套中子数据还包括次级中子角分布和能谱。数据以ENDF B -6格式给出 ,同时还分析讨论了数据误差和可靠性 ,数据可用于实际的快堆计算     

多普勒展宽舍弃修正对氟盐冷却球床高温堆中子学的影响分析

超热区中子的弹性散射易受靶核热运动影响,传统的蒙特卡罗程序采用常数散射截面自由气体模型来描述超热区中子的散射过程。研究表明,忽略共振弹性散射效应所引入的误差随温度的升高而增加,而氟盐冷却球床高温堆工作在高温条件下,为减小共振区弹性散射计算误差,有必要在中子学计算中使用多普勒展宽舍弃修正方法以考虑其共振弹性散射效应。本文使用修改源码后的蒙特卡罗程序MCNP5对氟盐冷却球床高温堆栅元开展中子学计算,发现经多普勒展宽舍弃修正后的²³⁸U的中子俘获率增加,无限增殖因数减小123～1182 pcm,且无限增殖因数偏差随燃料球栅元填充率及温度的升高而增大。     

各向异性散射截面对快堆敏感性系数计算影响研究

快能谱反应堆由于中子能量较高,中子各向异性散射会对计算结果有重要影响。本文在计算弹性散射和非弹性散射截面敏感性系数时,研究了高阶散射截面扰动对弹性散射和非弹性散射截面敏感性系数计算的影响。从理论上分析了隐式敏感性产生的原因和相关近似条件,采用直接扰动方法计算了ZPR-6/7快能谱反应堆主要核素的主要反应道的敏感性系数。研究结果表明,对于ZPR-6/7快能谱反应堆,不扰动238U高阶散射截面,总的弹性散射截面的敏感性系数比考虑高阶散射截面时的敏感性系数高44.3%,不考虑56Fe高阶非弹性散射截面的扰动,会造成非弹性散射截面敏感性系数偏高28.9%,而对其他核素的弹性散射和非弹性散射的敏感性系数影响较小。考虑到高阶散射截面后,自主开发的程序SUFR计算的总的敏感性系数结果与国际同类程序ERANOS和MCNP的计算结果吻合很好,最大偏差不超过3.22%,同时238U的弹性散射反应道和56Fe的非弹性散射反应道对有效增殖因子不确定度分析的精度也有了很大提高。因此,快堆敏感性系数计算需要考虑高阶散射截面影响,同时敏感性和不确定度分析程序SUFR开发正确,针对于快能谱反应堆进行敏感性系数的技术路线可行,计算精度同国际同类程序的计算精度相当。      

群常数制作软件Ruler研发

采用国际公认的群常数制作理论方法,包括共振重造方法、多普勒展宽方法、热散射率处理方法、群截面和散射矩阵计算方法、共振自屏处理方法等,研发了包括主驱动程序、评价数据输入输出模块、公共数学模块、系统公共子程序模块、进制转换模块、截面线性化和共振重造模块、截面温度展宽模块、不可分辨共振自屏模块、热散射截面计算模块、中子多群常数计算模块、WIMS-D格式接口模块等11个模块的群常数制作软件Ruler。采用与国际通用核数据处理程序NJOY99比较的方式对Ruler进行了验证,包括群常数比较和基准检验结果比较。验证结果表明,Ruler的计算精度与NJOY99相当,其计算速度、可维护性、可扩展性优于NJOY99。     

~(209)Bi中子反应双微分截面的理论计算和分析

根据209Bi与中子反应的总截面、弹性散射截面、去弹性散射截面和弹性散射角分布的实验数据,应用自动调整光学模型势参数程序,得到了一组中子的光学模型势参数;使用这组参数和中子能量在20 MeV以下的核反应理论计算程序并考虑了中子直接非弹性散射的贡献,计算了209Bi与中子反应的所有截面、角分布和能谱,特别是发射中子、质子、氘、氚和α 粒子的双微分截面,γ产生截面和γ产生谱。理论计算结果与实验数据和评价库的结果进行了比较和分析,结果表明:无论是反应截面,还是能谱,现在的结果比ENDF/B-6和JENDL-3评价库中的结果与实验数据符合的更好、更合理。理论计算结果以ENDF/B-6格式推荐并提供使用。     

二维任意几何子群共振计算及加速优化

共振计算是反应堆组件堆芯设计和燃料管理的基础.子群共振计算方法基于共振能群子群截面,调用输运程序作为求解器,对子群中子注量率进行求解并且归并得到有效共振自屏截面,实现任意二维复杂几何的共振计算.由于子群方法在每个共振能群内部需要反复调用输运求解器,因此和等价理论相比速度较慢及本文基于子群方法的理论模型和自主开发的子群共振计算程序,提出并且完成了多群数据库、输运计算源项及多共振核素迭代的优化方案.通过基准题的验证可知,该方案在保持精度的同时提高了子群程序的计算效率,保证了该程序在工程上的实用性.     

快中子反应堆多群常数程序RQCS

KQCS是用“自屏因子”法制作快中子反应堆多群常数的程序,它输出的群常数有无限稀释截面、自屏因子、P8展开的弹性散射转移矩阵、非弹散射转移几率和转移截面。能提供快堆扩散、S_N和P_N程序使用。本文全面介绍了KQCS计算方法,重点对自屏因子计算方法进行了研究,并对共振重叠效应作了新的考虑。     

在MCNP中考虑共振弹性散射的修正方法

蒙特卡罗方法采用自由气体模型来考虑中子与靶核的弹性碰撞中的热效应。传统的模型假设绝对零度下的弹性散射截面是常数,忽略了截面的共振效应所带来的影响。为在自由气体模型中考虑共振弹性散射效应,采用多普勒展宽舍弃修正方法,修正了连续能量蒙特卡罗程序MCNP的自由气体模型,并对Mosteller轻水堆多普勒基准题进行了分析。数值结果表明：对于轻水堆,在热态零功率的情况下,忽略共振弹性散射会高估燃料棒的无限介质增殖因数（k_∞）40～100 pcm,热态满功率下高估140～200 pcm;忽略共振弹性散射给燃料温度系数带来7%～15%正的偏差。同时分析了新的抽样方法对计算时间的影响,以及共振弹性散射效应对中子出射能量分布的影响。     

多群截面处理模块ARES-MACXS屏蔽计算适用性分析

在聚变和裂变装置的屏蔽计算中确定论方法应用广泛,多群截面数据的精度对计算结果具有至关重要的影响.为得到适用于各类屏蔽问题的多群截面,自主开发了基于邦达连科共振处理方法的截面处理模块ARES-MACXS.模块具备共振处理、温度插值、输运修正、上散射处理、中子-光子截面耦合处理、并群等功能.使用指数插值方法,以得到更加精确...     

确定论方法中共振弹性散射的修正方法研究

截面加工软件(NJOY)程序求解无限均匀慢化方程时采用渐进散射核,忽略了共振弹性散射的影响,给特征值和多普勒系数的计算带来较大的误差。为在确定论程序中考虑这种效应,本文采用多普勒展宽舍弃修正(DBRC)方法修改了蒙特卡罗程序(MCNP)的自由气体模型,利用MCNP代替NJOY制作共振积分表。基于子群共振方法分析了轻水堆燃料棒的无限介质增殖因数和温度系数,并与MCNP的结果进行对比。数值结果表明,由于考虑了共振弹性散射效应,本文提出的修正方法提高了确定论方法的计算精度。     

反应堆辐照生产~(252)Cf的转换途径研究

分析和计算252Cf生成链上的各个超钚核素在反应堆中产生、转换、嬗变的过程,计算不同靶核分别在热中子谱、快中子谱、经过优化的共振中子谱下的核素链的生成和转换效率,分析不同中子谱下的252Cf转换途径的效率和优缺点。计算程序为自主开发的多群点燃耗计算程序STEP1.0,该程序能够跟踪每一个可能的核反应路径并自动生成相应的燃耗链,能够精确地计算生成链上各个核素的变化情况,同时采用多群截面进行燃耗计算,精细地反映能谱变化对转换率的影响。计算和分析结果表明:以较稳定且质量数较大的超钚核素(如242Pu、244Cm、246Cm)为靶核,在经过优化的共振中子谱的辐照下能够获得高于热中子谱的转换率。     

基于OpenMC的多群截面库制作及有效性验证

OpenMC是麻省理工大学计算反应堆物理组开发的开源蒙特卡罗程序,能够方便地制作适用于特定堆芯中子能谱分布的多群反应截面及高阶勒让德散射截面以用于离散坐标输运程序ANISN的计算。本文基于ENDF/B-Ⅶ.1和CENDL-3.1评价数据库,利用OpenMC计算制作了ANSIN格式的多群截面并通过基准题的计算验证计算结果的准确性。通过截面转换程序的编写,将OpenMC给出的堆芯各阶勒让德散射分量,堆芯中子能谱分布,散射、吸收反应率以及裂变中子产生速率等信息转换为ANISN程序可读取的截面库格式。采用制作的截面库利用ANINS计算有效中子增殖因子及堆芯中子通量分布。结果表明,ANISN确定论的计算结果与OpenMC给出的蒙特卡罗计算结果相吻合,验证了这种方法可有效地为ANISN提供截面数据,将来可推广应用于二维、三维确定论中子输运计算。     

快堆中轻元素和中等质量元素弹性散射的精确处理

本文用较新的数据,对快堆中存在的轻元素和中等质量元素的弹性散射作了多群精确处理。其中共振计算比较细致,共计算了 Na、Fe、Cr、Ni 等元素共振峰491个,并考虑了 p 波的贡献。计算给出了实验快堆正常芯部和模拟钠密度降低50%时的中子能谱,计算结果有助于快堆安全特性分析。     

TMSR-SF高温下多群核数据库的研究

基于最新发布的评价核数据库ENDF/B-VII.1,简要介绍了利用标准程序NJOY加工固态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)中子能谱测量所需温度下多群截面库的过程。详细分析了两个典型的核素加工所得核反应道的多群截面与温度的关系,并将不同温度下的截面库用于中子能谱测量,分析了中子能谱测量结果的误差与温度所引起截面库变化的关系。结果表明,不同类型核反应道的截面所受温度影响不同,特别是核素对超热中子的截面存在共振峰问题受温度影响最大,这是由于多普勒效应影响,所以中子能谱测量结果受核反应道选择的影响符合物理规律,加工所得873 K下的核截面库可用于TMSR-SF相关中子能谱测量。     

NECP-Atlas不可辨共振能区概率表模块的开发和验证

核数据处理是连接评价核数据库和中子输运程序的重要接口,其中对不可辨共振能区的处理是核数据处理的关键技术点之一。不可辨共振能区的共振峰极为密集,在物理计算中必须考虑其共振自屏效应,概率表方法是获得不可分辨能区自屏截面的常用方法。Ladder Sampling方法是目前使用最广泛的概率表产生方法,该方法通过构造随机共振序列等效真实共振结构来统计概率表。基于Ladder Sampling方法在NECP-Atlas程序中开发了概率表计算模块,对计算过程中的复误差函数计算、卡方随机数产生、概率表划分、共振公式选取、Ladder数目以及排序算法进行了敏感性分析,最终确定了最优的计算方法,实现了概率表的精确、高效效率。      

小波尺度函数展开共振自屏计算方法在有温度分布共振自屏计算问题中的应用研究

采用小波尺度函数展开方法来获得燃料栅元的径向功率分布,以及共振能区连续能量能谱在燃料栅元有径向温度分布情况下的径向变化。为了求解复杂几何多共振核素共振问题的,提出了小波尺度函数连续能量共振计算方法。通过与蒙特卡罗方法程序MCNP的计算结果进行比较,验证了方法的几何适应性和精度。该方法共振能区的连续能量核数据来自核数据处理程序NJOY,而非共振能区的多群核数据采用国际原子能机构发布的69群WIMSD4格式的数据库jeff31。由于多普勒温度效应,连续能量核数据随温度变化而不同,而数据库中不可能提供任意温度下的连续能量核截面。因此,本文采用插值方法来获得任意温度下的连续能量核截面,并验证了连续能量核截面温度插值对最终计算结果的影响。最终给出了存在径向温度分布的燃料栅元共振能区的连续能量能谱、反应率和无限增值系数,并与MCNP程序的结果比较。     

次临界能源堆用多群截面库的研制与校验

采用NJOY程序制作187群多群截面,使用输运程序ANISN计算铀球临界基准题和铀球水腔模型,对该多群截面库临界计算、反应率、中子能谱计算进行数值校验.将该多群截面应用于次临界能源堆多层球壳模型计算,计算结果与连续能量蒙特卡罗程序MCNP5的结果进行比较.结果表明,该多群截面库制作正确,可用于次临界能源堆物理计算,能够正确给出反应率值和中子能谱.     

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层多群中子截面数据库共振自屏效应计算与分析

依据聚变驱动次临界反应堆 (FDS I)系统设计方案 ,使用Njoy和Transx程序 ,制作了 2 5群、1 75群、62 0群忽略和考虑共振自屏效应的中子截面核数据库 ,用Anisn程序计算了系统的有效增殖系数和各种反应率。结果表明 ,共振自屏效应对FDS I系统的各种反应率有很大的影响。     

反应堆临界-燃耗耦合蒙特卡罗计算

基于连续点截面MCNP程序 ,研制了三维多群P3 中子输运蒙特卡罗程序MCMG ,并与栅元均匀化程序WIMS耦合 ,实现了临界 燃耗耦合计算。采用WIMS产生的 69群共振、自屏宏观中子截面和BUGLE 80u47群微观中子截面 ,分别计算了简单反应堆和临界实验堆问题 ,计算结果与其它输运方法的计算结果和试验结果一致。在相同计算精度下 ,MCMG的计算时间较MCNP的计算时间少