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聚变-裂变混合堆程序开发及验证 总被引:2,自引:2,他引:0
针对聚变-裂变混合堆设计研究中原有燃耗计算程序MONK9A耗时长等问题,利用MCNP和SCALE5.1程序包中的Origen-s程序开发出1套可用于先进反应堆设计的燃耗耦合程序MOCouple-s.选取了压水堆燃耗基准题、ADS基准题对MOCouple-s程序进行了验证,结果表明,MOCouple-s程序关于反应性和核素成分的计算结果与实验测量结果和其他程序的计算结果符合良好,且在某些计算结果、参数设置、自动化执行等方面优于国内外类似程序.利用MOCouple-s程序对MONK9A程序在混合堆燃耗计算上的适用性进行了验证,结果差别不大,证明MONK9A程序用于混合堆初步研究设计得到的燃耗计算结果是可靠的. 相似文献
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基于离散纵标输运计算方法的三维燃耗程序发展研究 总被引:2,自引:1,他引:1
为了精确描述和分析具有强烈各向异性中子注量率空间分布的反应堆燃耗过程,本文实现了三维SN 输运计算与燃耗计算的耦合,发展了相应的三维输运燃耗耦合计算程序.该程序系统采用接口程序自动耦合三维SN输运计算程序和同位素燃耗计算程序的方法实现对三维中子学计算模型的精细燃耗计算,获得燃料同位素成分、燃耗反应性、中子注量率空间分布等参数随燃耗时间的变化量.采用IAEA 基准校核例题对程序系统进行了校核,计算结果初步证明了所开发的三维燃耗程序系统的正确性. 相似文献
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程序采用模块化思想,其中输运部分采用MCNP5程序的消息传递并行版本MCNP5MPI,燃耗计算采用截断泰勒展开的矩阵指数法、TTA线性子链解析法和高斯-赛德尔迭代法三者相结合的燃耗求解方法,并行策略为对多燃耗区采用区域分解的MPI消息传递并行,完成了并行化蒙特卡罗燃耗程序MCBMPI的研制。整个程序系统仅由MCNP5MPI和燃耗程序组成,其中燃耗程序包含了对多燃耗区的区域分解并行功能、核素转换与衰变计算功能以及与MCNP5MPI的数据交换功能。并以压水堆栅元燃耗基准题对程序进行验证,验证结果表明:该程序可用于多燃耗区的并行燃耗计算,伴随计算机硬件性能的改善可显著提高计算效率。 相似文献
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输运与燃耗耦合程序MCORGS的开发 总被引:3,自引:0,他引:3
开发了一套MCNP与ORIGENS耦合的接口程序MCORGS.其在绝对通量计算与截面更新的处理上都比MCCOOR程序严格,且可以处理外源问题、快中子谱问题,对复杂几何问题适应性好;整套程序(MCNP、ORIGENS、MCORGS)均用Visual FORTRAN开发,可在WindowsXP操作系统上运行.接口程序自动化程度较高,用户输入简单.2个WER带可燃毒物Gd的组件燃耗基准题计算结果表明,MCORGS的精度和速度都优于MCCOOR;通过计算加速器驱动的次临界系统(ADS)燃耗基准题.验证了MCORGS程序处理外源及快中子谱问题的能力. 相似文献
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燃耗计算在反应堆设计、分析研究中起着重要作用。相比于传统点燃耗算法,切比雪夫有理逼近方法(Chebyshev rational approximation method,CRAM)具有计算速度快、精度高的优点。基于超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统Super MC(Super Monte Carlo Simulation Program for Nuclear and Radiation Process),采用切比雪夫有理逼近方法和桶排序能量查找方法,进行了蒙特卡罗燃耗计算的初步研究与验证。通过燃料棒燃耗例题以及IAEA-ADS(International Atomic Energy Agency-Accelerator Driven Systems)国际基准题,初步验证了该燃耗计算方法的正确性,且IAEA-ADS基准题测试表明,与统一能量网格方法相比,桶排序能量查找方法在保证了计算效率的同时减少了内存开销。 相似文献
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为满足加速器驱动次临界系统ADS等高能核装置的蒙特卡罗输运计算需求,通过对相关核数据处理模块的改进,建立了一套基于我国自主的群常数制作软件Ruler与国际公认的核数据处理系统NJOY耦合的中高能评价核数据处理方法及程序系统。通过该方法基于日本高能评价核数据库JENDL-HE-2007制作了ACE格式连续点截面库,并通过一系列绘图及简单问题的蒙特卡罗输运计算,验证了该库是完整的、合理的,可用于蒙特卡罗输运计算,证明了Ruler与NJOY功能模块耦合的方法可用于高能评价核数据的处理。 相似文献
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Nuria García-Herranz Oscar Cabellos Javier Sanz Jesús Juan Jim C. Kuijper 《Annals of Nuclear Energy》2008
Two methodologies to propagate the uncertainties on the nuclide inventory in combined Monte Carlo-spectrum and burn-up calculations are presented, based on sensitivity/uncertainty and random sampling techniques (uncertainty Monte Carlo method). Both enable the assessment of the impact of uncertainties in the nuclear data as well as uncertainties due to the statistical nature of the Monte Carlo neutron transport calculation. The methodologies are implemented in our MCNP–ACAB system, which combines the neutron transport code MCNP-4C and the inventory code ACAB. 相似文献
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使用蒙卡计算程序MCNP,建立小型压水堆四分之一堆芯几何模型,计算小型压水堆首循环初始装料冷态(20℃)、常压(1.01 bar)下的堆芯反应性、径向功率和轴向功率分布,并与输运+扩散方法程序SCIENCE-V2程序包的计算结果进行对比。结果表明:MCNP程序适用于小型堆堆芯核设计计算,并可与SCIENCE-V2程序包互相验证。 相似文献
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反应堆结构材料在堆芯中子辐照下由于中子活化反应而产生大量的放射性核素,其衰变光子是反应堆停堆检修、换料、退役过程中工作人员职业照射剂量的重要来源。本文基于严格两步法(R2S),研究了反应堆结构材料栅元活化计算方法,并基于蒙卡粒子输运程序(MCNP)与点活化计算程序(ORIGEN)建立了反应堆结构材料活化剂量计算软件(MOCA)。通过开发功能接口与数据接口程序实现输运程序与活化计算程序的自动耦合,进而实现“中子输运-活化分析-剂量计算”全自动耦合分析。利用M5包壳活化计算模型、不锈钢活化计算模型和NUREG/CR-6115压水堆模型对MOCA进行基准验证,证明了MOCA的正确性与可靠性。 相似文献
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燃耗限值对于燃料棒的安全使用和设计改进均有重要意义,而FA300燃料棒的燃耗限值尚未有系统研究。不确定性与敏感性分析方法是燃耗限值研究的基础,工程上常用的极值分析法、蒙特卡罗法等均难以全面反映燃料棒性能分析中的不确定性与敏感性。本工作采用基于人工神经网络的响应面方法,对相应数学模型进行显式重构,在响应面上进行抽样统计获得不确定性信息;而对于特定形式的人工神经网络,通过简单的代数运算获得敏感性信息。基于这一方法的研究表明,FA300燃料棒的极限准则为包壳腐蚀及包壳应变。结合秦山一期加深燃耗组件随堆考验的检测结果,以及国际上相关使用经验,从燃料性能分析的角度给出FA300燃料棒的燃耗限值为55 000 MW•d/tU。 相似文献
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Liangliang Wu Qi Yang Jun Zou Guozhong Wang Tao He 《Fusion Engineering and Design》2012,87(7-8):1315-1318
For safe operation and maintenance of nuclear devices, it is very important to predict the dose rate distribution after shutdown. Based on the rigorous two-step (R2S) method, a new shutdown dose rate calculation code system was developed for nuclear devices with large dimension and complex geometries. By coupling the Monte Carlo particle transport calculation code MCNP with the activation simulation code FISPACT, the dose rate calculation codes integrate the functions of neutron transport calculation, activation calculation and decay gamma transport calculation. This code system was applied to the shutdown dose analysis for experimental advanced superconducting tokamak (EAST). Three-dimensional dose rate distributions of the EAST for different cooling times and spatial locations were obtained. The results can be used to assist radiation protection in EAST. 相似文献
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核电站反应堆辐射屏蔽程序系统 总被引:1,自引:0,他引:1
核电站反应截辐射屏蔽程序系统包括源项程序、离散座标输运程度、蒙特卡罗和反照蒙特卡罗程序、点核积分程序、最佳化程度、温场程序、大气散射和结构壁屏蔽效应分析程序、数据库以及加工程序和耦合程序,本程序系统程序类型比较齐全,程序和参数配大,在核电站反应堆以及其它类型反应堆和核设施辐射屏蔽设计和安全分析中得到了广泛应用。 相似文献