基于MCNPX对ADS中子源散裂靶的物理研究

运用蒙卡程序MCNPX对加速器驱动次临界反应堆系统（简称ADS）的标准散裂中子靶进行了计算研究.计算了在0.6～1.5 GeV的质子轰击下,标准Pb靶发生散裂反应产生的中子产额及分布、中子能谱以及靶内能量沉积分布.计算结果与文献理论数据、实验数据进行了比较.     

ADS次临界堆芯动态特性模拟

次临界反应堆依靠质子束打靶产生的中子来维持运行,其动态行为与普通临界堆不同.本文建立了铅铋次临界堆芯的动态模型,编写了相应的计算程序,验证了ADS中子动力学模拟的正确性.本文分别模拟了冷却剂入口温度和流量变化对次临界堆的影响.同时,模拟了不同加速器频率下,次临界反应堆的动态响应.结果表明,冷却剂入口温度和流量,均会影响次临界堆的安全运行;选择高频率的质子加速器可以保持次临界堆的稳定运行.     

用MCNPX计算ADS金属靶散裂中子产额及散裂源中子效率

为了分析加速器驱动系统（ADS）中质子束能量对金属靶散裂产生的中子产额及靶内中子能谱、靶表面的泄漏谱的影响,利用MCNPX对ADS的重金属铅靶、钨靶在不同能量的质子束轰击下的中子产额、中子能谱及靶表面的中子泄漏谱进行了模拟计算,与国际上其他研究机构的模拟结果进行了比较,结果相近.并对铅靶、钨靶的中子产额及泄漏谱进行比较,模拟结果是钨靶的中子产额较铅靶的中子产额大但中子泄漏谱计数较铅的小.结合MCNP5还对一个次临界基准体系中散裂源中子相对于裂变中子的效率进行了计算.     

三束流驱动ADS次临界反应堆堆芯初步设计

在 "启明星-1"实验装置的设计基础上,设计了三束流驱动ADS次临界反应堆堆芯的布置方案,计算并比较了三束流驱动和单束流驱动ADS次临界堆内径向与轴向中子通量密度分布.结果表明,三束流驱动ADS的次临界反应堆的布置方案通过调整源点位置能降低堆内轴向功率形状因子,能够有效的展平堆内功率径向分布.     

乏燃料在加速器驱动的次临界模块式HTGR中的燃烧

环状模块式高温气冷堆 (HTGR)采用包覆颗粒燃料 ,其乏燃料经过一段时间的堆外冷却后 ,可以再利用。研究了 35 0 MW环状模块式 HTGR乏燃料在加速器驱动的次临界堆中燃烧的物理可行性。给出了功率为 30 MW次临界堆概念设计 ,利用 MCNP程序模拟中子在次临界堆内的输运过程 ,利用 ORIGEN2程序进行燃耗计算。结果表明 :加速器驱动的次临界气冷堆具有可靠的次临界度和低的功率密度 ,用于燃烧 35 0 MW环状模块式 HTGR乏燃料 ,从能源利用的角度考虑 ,可以获得约 2 0 %的额外收益     

一维平板外源驱动次临界系统动态参数权重函数研究

在准静态框架下,动态参数由权重函数、动力学量算符、形状函数的卷积得到.传统方法的权重函数并不能满足外源驱动次临界系统的中子动力学分析的要求.基于改进的准静态方法,选取临界权重函数模型和全局稳态权重函数模型分别计算一维次临界平板堆启堆过程和断束工况下的中子动力学结果,通过与时空动力学方程直接求解结果对比来深化对权重函数的认识:在外源驱动次临界系统中,权重函数应具有"次临界堆中子价值"物理意义;共轭外源项表征了堆芯内某一位置对外源中子的响应,与外源中子在该位置存在的概率有关.在此基础上提出的局部稳态权重函数模型,用裂变因子乘以权重系数作为共轭外源项.实践表明,采用局部稳态权重函数模型获取的中子动力学结果的准确性得到了提升.     

MCNP计算用ADS截面库ADSlib2.0的制作

加速器驱动洁净核能系统(简称ADS)使用高能散裂中子驱动次临界反应堆,用于嬗变长寿命高放废物(LHW).ADS次临界反应堆中子能量较高,使用传统的ENDF截面数据库对ADS堆芯物理计算存在着能量上限低、部分数据缺失等问题.本文使用MAKXSF程序对IAEA-ADS截面数据库ADS Nuclear Data Library进行了加工,制作出专用于MCNP计算用的截面库ADSlib2.0,并与ENDF/B-VII.0,JEFF-3.1和JENDL-4.0库中238U裂变截面的比较,表明该截面数据库是可用的.     

聚变裂变混合堆嬗变包层中子学研究

针对球形Tokamak混合堆双冷却包层系统，利用BISON－C程序，对少数不同的锕系元素（Minor Actinides,MA）和裂变系数（Fission Products,FP)嬗变包层对堆的中子学特性影响进行了计算分析。结果表明，通过合理布置钚，MA和FP，可以调节包层的次临界度，改善包层能谱，提高嬗变效率，对混合堆嬗变包层优化设计具有指导意义。     

西安脉冲堆WIMS和MCNP耦合燃耗计算方法

 基于MCNP的多群计算特性,扩展了其多群功能,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,进行了栅元、组件计算以及实验对比,计算结果与其他方法的计算结果和实验结果一致,验证了此耦合程序的可靠性和正确性。最后,应用此耦合程序对西安脉冲堆第一循环的燃耗进行了计算和分析。     

加速器驱动的次临界系统生产233U的可行性研究

加速器驱动的次临界系统（Accelerator Driven Sub-critical System,ADS）是加速器技术和核反应堆技术的结合,其主要目的是应对当今快速增长的放射性核废料处理需求.本文初步探讨了在ADS系统中利用232Th生产可裂变核233U的可能性,估计了所需加速器的性能及其生产233U的产率和效率.我们建议用Be做中子慢化剂和增殖剂,将反应堆的中子能量大部分控制在1keV–1MeV,从而最大限度地降低232U的含量.也可进一步利用重水做慢化剂高233U的纯度.所生产的233U既可经分离取后在热堆中燃烧,也可直接用于钍基熔盐堆的初始装料,发挥233U优异的热中子性能.我们的结果表明,在技术上和经济上利用ADS生产233U很可能是可行的.我们的结果还表明,如果这一ADS系统主要目的是生产233U,所选择的次临界堆的最佳是快中子堆,而不是慢中子堆或快慢结合堆.最后我们建议对钍基核反应堆、233U的取分离工和辐射防护等方面的课开展进一步深入研究.     

次临界堆芯参数变化对Keff值的影响

作为下一代能源的优先选择者，加速器驱动次临界系统ADS能够有效的利用铀和钍资源，并能够转化具有长期放射性的核废料，提高了核安全．文章主要是对快热耦合ADS次临界堆芯进行了描述，利用蒙特卡罗代码MCNP模拟计算一系列不同堆芯参数下的Keff值，MCNP程序中最重要的就是输入文件，输入文件各个参数设置的不同都可能对Keff值计算结果产生极大影响．在解决输入文件问题的过程中，根据实际经验对计算条件进行多组假设，并对不同参数条件下产生的结论进行比较，最终得到Keff值的最佳结果。     

包壳材料对SCMR堆芯物理参数的影响研究

建立混合能谱超临界水冷堆（SCMR ： Super-Critical Water-cooled Mixed-Reactor）堆芯物理模型;计算了不同包壳材料时,堆芯有效增殖系数、剩余反应性、缓发中子有效份额和空泡反应性等堆芯参数,并对计算结果进行了分析比较．结果表明：从反应堆物理设计的角度考虑T-91钢作为包壳材料,具有较好的物理响应特性,为混合能谱超临界水冷堆的设计提供了理论基础．     

用FLUKA程序模拟设计中国散裂中子源的束流垃圾桶结构

为使用FLUKA程序模拟设计中国散裂中子源(CSNS)的束流垃圾桶结构,先利用日本原子能研究所(JAERI)使用MCNPX程序对其3 GeV质子束流垃圾桶的辐射剂量计算结果,作了FLUKA与MCNPX的对比验证。结果表明,在30%误差范围内,FLUKA模拟结果与MCNPX的结果相符,束斑大小对辐射剂量无重要影响。随后采用梯形切片划分垃圾桶区域,用FLUKA模拟了CSNS上1.6GeV的束流垃圾桶结构。结果表明,用FLUKA程序并采用梯形切片,可方便地引入区域重要性方差减小技巧和改变垃圾桶材料厚度,从而优化束流垃圾桶结构。     

缓发中子有效份额的测量及计算方法

缓发中子有效份额βeff是反应堆重要的动态参数,研究仅基于实验数据的βeff测量方法很有意义。首先,采用多路定标器(multi channel system,MCS)时间多道卡搭建数据采集平台,在清华大学工程物理系反应堆物理实验室的次临界装置上展开微观中子噪声的实验工作,利用双区Rossi-α方法分析实验测量的结果,以数值拟合的方式得到βeff的数值;同时研究基于Monte Carlo方法的中子-光子输运程序(Monte Carlo N-particle transport code,MCNP)软件在βeff计算方面的应用,计算次临界装置的相关动态参数。实验测量结果与计算结果符合良好,确认了实验方法的有效性。     

MCNP程序在CARR物理启动计算中的应用

 中国先进研究堆(CARR)既没有参考堆,也不进行零功率物理模拟实验,其物理启动工作完全以理论分析结果为依据,这在国内大型研究堆的启动中尚属首次。CARR堆芯结构复杂,启动过程中堆内标准燃料组件、跟随体燃料组件和贫铀组件混装,堆芯装载变化大,大部分基于扩散理论的物理计算程序较难完成CARR物理启动的理论分析工作。选用MCNP程序对CARR物理启动的各项实验进行模拟计算,该程序强大的几何描述功能很好地解决了上述难点。得到的计算结果为CARR物理启动工作提供了重要依据和参考,保证了CARR物理启动工作的安全顺利进行,实验结果表明,MCNP的计算结果准确可信,该程序在CARR物理启动工作中的应用是成功的。