用蒙特卡罗方法进行核临界安全计算

本文介绍了蒙特卡罗程序ＡＭＰＸ－ＫＥＮＯ系统的铀富集厂核临界安全计算机中的应用,并为此作了大量临实验数据的验证计算和可用于实际生产的临界安全参数计算。     

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。      

核临界安全计算的一个新方法:单中子蒙特卡罗方法

应用蒙特卡罗方法计算K_(eff)通常情况下,需要首先计算给出裂变中子源分布,然后再根据裂变中子源分布计算给出K_(eff)。作为蒙特卡罗方法计算K_(eff)的主要困难,在于计算给出裂变中子源分布。正是由于这一原因,进入七十年代前后,人们开始把注意力集中到了所谓最优源对策问题的研究上。本文给出了一种计算K_(eff)的新的方法——单中子蒙特卡罗方法,改变了过去用蒙特卡罗方法计算K_(eff)时必须首先计算给出裂变中子源分布,然后再计算给出K_(eff)的分为两步的传统方法,而变成只有一步,即直接计算给出K_(eff)。证明了单中子蒙特卡罗估计为渐近无偏估计,概率收敛于K_(eff),并且给出了方差的近似计算公式。通过具体计算的例子表明,单中子蒙特卡罗估计可以很快地收敛于K_(eff),至少节省了通常蒙特卡罗方法计算K_(eff)时所需要的计算给出裂变中子源分布的计算机的全部时间。     

直线加速器散射校正因子的蒙特卡罗计算

临床上处方剂量计算时要考虑百分深度剂量(PDD)和总散射校正因子(Sc,p)的影响.本研究中利用蒙特卡罗程序(BEAMnrc和DOSXYZnrc)模拟SIEMENS Primus Plus直线加速器6MV能量的电子束,计算各照射范围内总散射校正因子和百分深度剂量值,并与指形电离室测量值比较,同时计算了总散射校正因子(S...     

基于微扰计算的蒙特卡罗临界搜索方法研究

基于微扰计算,提出一种新的蒙特卡罗临界搜索方法。该方法仅需要对初始系统进行一次临界计算,利用临界计算结果及微扰计算结果,对有效增殖因子变化曲线进行估计,并以此为基础得到临界搜索的结果。计算结果表明,该方法可有效、准确地对临界搜索问题进行计算,并有效地克服了传统方法的不足。     

零功率微堆的蒙特卡罗数值模拟计算

本文用蒙特卡罗程序MCNP/4B计算了中国原子能科学研究院零功率微堆的堆芯物理参数、铍反射层价值和中子实验孔道的部件反应性价值等数值,并与实验测量值比对.结果表明,两者符合一致,验证了理论计算模型的可靠性.     

核临界安全中的源倍增法研究

文章对核临界安全研究中通常采用的现场测量技术———源倍增法进行研究。从有源扩散理论出发,导出了与keff不同的有源次临界中子有效增殖因子ks的表达式,并在次临界系统上进行了验证研究。验证实验研究证实了所导出的ks 的正确性。源倍增法测量的参数实际上是次临界系统在外源作用下的有源次临界中子有效增殖因子ks,而不是以往的中子有效增殖因子keff,这就解决了长期困扰人们的有关源倍增法测量的参数问题。文章讨论了ks 与keff间的差别和关系以及它们对核临界安全的影响。     

基于蒙特卡罗方法的新型乏燃料干式贮存容器辐射安全仿真验证

针对自主设计的贮存24组燃耗深度为45 GWD/MTU的乏燃料组件的CHN-24型专用容器临界及辐射屏蔽问题,采用蒙特卡罗程序MCNP,建立CHN-24容器临界及辐射屏蔽计算模型。研究结果表明:正常贮存条件下容器内乏燃料的有效增殖因数(k_(eff))为0.283,发生浸水事故时,k_(eff)随着容器内水位升高逐渐增大,注满水时keff达到最大值0.706;容器表面剂量当量率随浸水量增大而减小;正常贮存条件下,即无水浸入时,容器表面及距表面1 m处的最大剂量当量率值分别为0.42 m Sv·h~(-1)、0.08 m Sv·h~(-1)。以上均符合国际原子能机构规定的临界及剂量安全标准,同时表明蒙特卡罗方法可应用于乏燃料容器的临界及辐射屏蔽安全验证。该研究为我国研发具有自主知识产权的核电乏燃料贮存专用容器提供了一定的参考依据。     

自适应蒙特卡罗方法计算海水淡化堆非能动系统物理过程失效概率

物理过程失效的研究对于非能动系统十分重要。目前,已被广泛应用的重要抽样蒙特卡罗方法需要依赖改进的一次二阶矩法寻找设计点。本文应用自适应蒙特卡罗方法,利用自适应方法确定重要密度函数,避免了改进的一次二阶矩法的不足,提高了抽样效率,而且在相同的模拟条件下,可较好地改善相对误差。以245 MW海水淡化堆非能动系统为研究对象,用自适应蒙特卡罗方法和目前已有的其他方法研究非能动系统的物理失效概率,最后对各方法在非能动系统上的适用性进行比较分析。     

直角三角形栅格快裂变因子蒙特卡罗计算

决裂变因子在反应堆设计中是一重要的物理参数,由于在快裂变能域中,核反应机制复杂,特别对非均匀介质、复杂几何栅格系统,采用解析方法直接计算决裂变效应是困难的。因此,我们利用了蒙特卡罗方法。本文叙述了蒙特卡罗方法计算快裂变因子的一般处理过程以及相应的计算程序的功能等。     

计算高可靠性系统失效概率的统计估计蒙特卡罗方法

在相似仿真方法的基础上 ,设计了计算系统失效概率的统计估计蒙特卡罗方法 ,包括直接统计估计和加权统计估计蒙特卡罗方法。介绍了统计估计蒙特卡罗可靠性仿真的基本原理 ,给出了统计估计蒙特卡罗计算方法的无偏估计量和具体算法。同时采用直接仿真方法、限制抽样蒙特卡罗方法、强迫转换蒙特卡罗方法、直接统计估计和加权统计估计蒙特卡罗方法计算了一高可靠性系统的失效概率 ,结果表明 ,在高可靠性系统不可靠度计算中加权统计估计蒙特卡罗方法计算结果的方差最小 ,效率最高。     

蒙特卡罗粒子输运计算自动建模程序系统的研究与发展

在广泛调研和分析现有几何建模方法特点的基础上研发了具有可视化用户界面的自动建模程序系统MCAM.它可以实现多种商用软件CAD模型与MCNP模型之间的相互转换,且提供了模型建立、预处理、属性分析等基本功能和计算结果可视化及基于医学映像建模接口等扩展功能.全面系统地介绍了MCAM的设计思想与原理、总体结构、主要功能和国际合作协议框架下的应用测试等情况.实践表明,它是一个实用的MCNP计算辅助工具和核设计与核分析质量保证工具.     

Pu材料周围中子场的蒙特卡罗计算

运用蒙特卡罗方法计算出特殊形状钚材料近距离的中子的能谱、空间分布,避免了用仪器近距离测量的精度受仪器体积影响较大的不足。同时利用注量-剂量转换因子算出近距离中子剂量,为工作人员的安全提供参考。     

计算电子射程的直接蒙特卡罗方法

电子射程的计算通常采用吸收曲线线性外推法,但线性外推法在计算与应用上有一定缺陷。采用相对强度衰减至一定比例的定义法也可用来确定射程。本文首先对定义法的数值模拟方案提出改进,然后研究提出计算电子射程的直接蒙特卡罗模拟方法。直接蒙特卡罗模拟方法不需计算注量,直接以射程为统计量,该方法使用方便,不受电子能量、衰减介质厚度的限制,具有很高的计算精度和计算效率,还可给出射程的区间估计。     

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。     

用蒙特卡罗方法计算压水堆燃料组件内的超热中子

超热中子计算在压水堆的物理计算中占有重要地位。本文是用蒙特卡罗方法计算压水堆燃料组件内的超热中子谱及其空间分布。在计算中,由于对燃料组件的非均匀布置和共振截面都没有作简化,因而可以得到准确度较高的计算结果。本方法考虑了燃料棒的自屏及互屏效应,可以精确地计算出丹可夫因子,避免了引进各种近似所带来的误差。     

核技术应用研究中的蒙特卡罗计算问题

本文简单介绍了蒙特卡罗方法及其特点;重点叙述了蒙特卡罗方法在几个核技术领域中的应用;讲述了所使用的蒙特卡罗模拟方法;介绍了几个常用的蒙特卡罗方法的软件;给出了一个应用实例.     

IHNI-1堆部件反应性的微扰计算

利用蒙特卡罗程序(MCNP)对第一代医院中子照射器(IHNI-1)进行了部件反应性价值的微扰计算,模拟计算了中央控制棒、辅助控制棒、上铍反射层、燃料棒等部件的反应性价值,分析比较了理论值与实验值之间的差异。结果表明,IHNI-1堆部件反应性价值的理论值与实验值基本符合,微扰方法的计算精度满足堆芯部件反应性价值的计算要求。     

透射法测量输油管道油垢厚度响应关系的蒙特卡罗计算

为设计1种基于射线透射原理的石油输送管道油垢厚度无损检测仪，利用蒙特卡罗方法分别计算中子、γ射线在不同油垢厚度输油管道中的穿透率，建立油垢厚度与射线计数之间的响应关系。结果表明，中子、γ射线用于管道内油垢厚度的无损检测是可行的，且中子检测具有更好的检测灵敏度。 