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.     

多群中子输运计算中的共振自屏问題

在混合堆包层和快堆的中子学设计中,考虑共振自屏效应已成为中子学计算中一个必不可少的环节。本文讨论了在混合堆和快堆的多群中子输运计算中,考虑共振自屏效应的重要性及其考虑方法。     

聚变-裂变混合能源堆一维计算模型燃耗分析

聚变-裂变混合能源堆包括聚变中子源和以天然铀为燃料、水为冷却剂的次临界包层,主要目标是生产电力。利用输运燃耗耦合程序系统MCORGS计算了混合能源堆一维模型的燃耗,给出了中子有效增殖因数k_eff、能量放大倍数M、氚增殖比TBR等物理量随时间的变化。通过分析能谱和重要核素随燃耗时间的变化,说明混合能源堆与核燃料增殖、核废料嬗变混合堆的不同特点。本文给出的结果可作为混合堆中子输运、燃耗分析程序校验的参考数据,为混合堆概念研究提供了基础数据。     

聚变-裂变混合能源堆球模型参数敏感性分析

在聚变-裂变混合能源堆球模型基础上,使用蒙特卡罗方法中子学程序对中子源、铀水体积比、产氚区等相关参数进行了中子学的敏感性计算。分析了各参数对混合能源堆能量放大倍数M和氚增殖比TBR的影响,并总结其基本规律,为开展进一步的混合能源堆概念设计提供了重要参考。     

中子积分输运动态方程

通过理论分析给出了中子积分输运动态方程 ,发展了中子积分输运理论 ,使中子积分输运理论不仅可以用来分析反应堆栅格非均匀效应和计算反应堆参数等稳态问题 ,而且还可以处理反应堆动态问题。中子积分输运动态方程是一个多群多点 (一个空间分区为一点 )中子动态方程 ,在单群情况下就是多点反应堆动态方程。多点动态方程可以用来分析与空间有关的反应堆动态问题。介绍了中子积分输运动态方程的应用个例 ,通过中子积分输运动态方程分析了中国先进研究堆中子代时间的构成 (刚性和柔性中子代时间 )问题。     

基于凤凰快堆寿期末控制棒提棒实验的SARAX程序系统确认

寿期末控制棒提棒实验是在法国钠冷快堆Phenix(凤凰快堆)退役之前开展的最后一次实堆测量实验,实验中测量了低功率状态下的控制棒价值和满功率状态下的径向功率分布。本实验采用西安交通大学开发的快堆中子学计算程序系统SARAX进行建模和计算,其计算过程采用基于点截面的超细群方法进行能谱计算,采用超级均匀化(SPH)因子方法进行组件均匀化计算,以及采用多群中子输运节块方法进行堆芯计算,最终计算了实验中4个临界状态的有效增殖因子、控制棒价值、堆芯反应性系数及功率分布等参数。计算结果表明:SARAX的计算结果与实验值吻合较好,计算精度优于传统的快堆物理计算程序,可以用于钠冷氧化物混合燃料(MOX燃料)快堆的核设计。     

冷中子源中子学计算

冷中子源是将热中子慢化成冷中子的实验装置.以蒙特卡罗的三维输运计算程序为基础,使用基于微观中子核反应截面数据(ENDF-BV)库的连续点截面,将堆芯和冷中子源堆内结构结合在一起,建立起完整的蒙特卡罗程序(MCNP)计算模型,完成了冷中子源中子物理学计算.     

Vitamin-FRD多群常数库在NAS程序系统上的物理验证

<正>针对钠冷示范快堆的设计需求,开发了VitaminFRD多群常数库,该多群常数库用于为快堆物理和屏蔽计算提供中子、光子反应性截面数据。NAS程序是我国钠冷示范快堆的主要确定论设计程序,使用该程序的输运方法,测试验证了Vitamin-FRD多群常数库的准确性和适用性。选取了共计11种含基准例题、实测堆芯或零功率实     

基于快堆嬗变的伪裂变产物截面制作

从ENDF/B-VII库提取数据,通过NJOY程序对快堆中生成的裂变产物核素进行模块加工,利用Matlab进行编程对NJOY程序计算得到的数据进行再次加工处理,得到235U核素快堆嬗变的多群伪裂变产物截面数据,然后用MCNP程序对设计的快堆进行计算得到中子能谱图,并用中子能谱对MCNP程序生成的多群截面进行并群。把生成的数据与NJOY程序生成的数据进行对比验证表明,经过处理的截面数据可以用于快堆的燃耗计算。     

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。     

二维六角形轻水堆燃料组件中子通量分布的计算

介绍利用穿透概率法求解二维六解形几何多群中子积分输运方程。子区内中子源及通量采用线性分布,子区表面通量在方向上采用简化６Ｐ１近似。根据提出的模型,编制了ＴＰＨＥＸ－Ｂ程序,并对一些轻水堆六解形组件问题做了计算,计算结果与ＭＣ结果进行了比较,符合良好。本程序可用于六解形轻水堆燃料组件计算。     

混合评价核数据库HENDL1.0的研制与基准检验

为满足聚变 裂变次临界混合堆设计和其他相关研究的需要 ,以世界几个主要基本评价核数据库为数据来源 ,通过优选建立了名为HENDL1 .0 /E的多用途核数据库 ,采用国际通行的核数据库处理程序系统NJOY和TRANSX等程序制作了相应的工作数据库 ,其中包括多能群输运截面库HENDL1 .0 /MG、连续能量点状输运截面库HENDL1 .0 /MC、燃耗数据库HENDL1 .0 /BU和响应函数库HENDL1 .0 /RF ,利用世界上流行的中子输运程序对已有的一系列基准检验实验进行模拟计算和比较分析以检验混合库HENDL1 .0的正确性和有效性。     

基于CAD的内耦合严格两步法停堆剂量率计算方法研究

核装置尤其是聚变装置中结构材料的辐照活化问题,对核装置的辐射安全具有重要影响。停堆剂量率是材料辐照活化计算中的重要参数,也是聚变堆设计的重要参考依据。本文基于超级蒙卡核模拟软件系统SuperMC的中子/光子输运计算功能和中子活化计算功能,开展了严格两步法停堆剂量率计算方法研究。与传统的输运-活化程序外耦合方法相比,本文发展了一种基于CAD的内耦合严格两步法停堆剂量率计算方法,直接基于CAD模型进行网格材料映射,并支持扇形圆柱源抽样,在提高易用性和灵活性的同时,消除了传统方法在圆柱坐标系活化区计算的不足和处理复杂几何时的局限性。最后利用国际热核聚变实验堆ITER发布的停堆剂量率计算基准例题进行了校核计算,计算结果表明了该方法的正确性和可靠性。     

基于波形逼近的快中子脉冲堆耦合计算

快中子脉冲堆在爆发脉冲过程中的中子输运与热弹性力学相互耦合,该耦合作用过程决定了脉冲特性。基于绝热近似下燃料元件温升始终正比于系统总裂变数的事实,提出了通过调整参数使温升随时间变化的曲线逼近裂变率曲线的耦合计算方法。在迭代逼近过程中,采用了有限元商业软件ANSYS处理力学建模和热弹性力学求解,利用点堆方程描述中子学行为,两者利用基于微扰理论的反应性反馈方程进行耦合。通过调整参数使力学模型的温升加载函数波形逼近通过输运计算得到的裂变率波形,直至两者一致。以Lady Godiva脉冲堆为例的裂变产额计算结果与实验结果一致,该计算方法有望用于快中子脉冲堆的研究和设计。     

堆外探测器空间响应函数计算方法研究

通过堆外探测器空间响应函数与反应堆功率分布的内积可得到探测器电流。因此,获得堆外探测器的空间响应函数对堆外探测器电流信号的刻度和修正具有重要意义。本文利用二维输运计算程序DORT和基于ENDF/B-Ⅶ.1制作的多群数据库MATXS-47,采用求解共轭中子输运方程的方法对压水堆核电厂Indian Point 2的堆外探测器径向空间响应函数进行了计算,计算结果与文献值吻合,表明本文所采用的响应函数计算方法是正确的。     

压水堆各向异性散射的输运修正方法研究

压水堆燃料组件中子输运计算为堆芯扩散计算提供均匀化群常数,所以如何在考虑中子各向异性散射的情况下得到堆芯扩散计算所需的少群均匀化参数是值得研究的。本文推导了中子输运修正计算方法的理论模型,介绍了Inflow输运修正计算方法的数值求解过程,在Bamboo-Lattice程序中进行了程序实现,并采用基准题算例对各种输运修正计算方法进行了对比分析。结果表明:各种输运修正计算方法中,Inflow输运修正方法在保证计算效率的前提下能得到更高的计算精度。     

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层材料活化计算与分析

对聚变驱动次临界堆 (FDS Ⅰ )包层进行了材料活化计算与分析。利用多功能中子学程序系统VisualBUS1 .0及多群数据库HENDL1 .0 /MG进行中子输运计算 ,以获得包层各个功能区的中子注量率能谱 ;在此基础上 ,使用欧洲活化计算程序FISPACT及IAEA聚变活化数据库FENDL/A 2 .0分别对停堆初期包层不同功能区的剂量率水平和衰变余热水平、停堆后期结构材料与氚增殖剂 /冷却剂的活化性能及其杂质的控制要求进行了计算及分析。     

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     

缓发中子有效份额的计算方法

本文讲述了用多群能谱程序和少群临界程序计算缓发中子有效份额的计算方法,并给出一个动力堆和一个零功率堆的计算结果。一、定义缓发中子份额的多少对堆的动态特性有很大的影响。由于缓发中子的能量比瞬发中子低,一个缓发中子与一个瞬发中子在增殖过程中起的作用就不一样,这种差别在点堆     

六角形几何积分输运变分节块法及加速方法研究

精确高效的中子学计算方法是快堆概念设计和方案优化的必备条件。本研究提出一种积分形式的变分节块法以求解六角形节块几何下的三维多群中子输运方程。该方法采用积分方法处理节块内部中子角通量密度,采用偶宇称球谐函数处理节块表面中子角通量密度,同时采用准反射边界条件方法减少节块表面的角度自由度数目,以节省计算成本。针对TAKEDA-4基准题的验证结果表明:相比于传统基于球谐函数离散的变分节块法,本方法在低阶角度近似下可将特征值计算偏差降低2～5倍;在高阶角度近似如P7近似下,加速算法能够实现33倍的加速比。研究建立的积分中子输运变分节块法可用于六角形组件几何快堆的高效、精确模拟。