基于统一耦合框架的堆芯物理热工耦合程序的开发及验证

为实现对反应堆多物理多尺度场的综合模拟,基于统一耦合接口理念ICoCo和统一数据传递模型MED库,对中子时空动力学程序CORCA-K和子通道程序CORTH进行了程序封装,并采用supervisor流程控制方案实现了CORCA-K和CORTH之间的耦合.通过三维轻水堆国际基准NEACRP弹棒算例进行程序验证,数值结果表明,基于统一耦合框架的CORCA-K和CORTH的耦合程序可以实现CORCA-K和CORTH之间的场数据传递与耦合计算,计算结果与CORCA-K已开发的耦合接口计算结果符合地很好,二者与基准结果基本一致.     

MVP程序在中国先进研究堆上的应用研究

MVP是日本原子能机构（JAEA）研发的蒙特卡罗输运程序,通过模拟中子和光子输运,能够计算有效增殖因子、中子注量率和各种反应率等参数,MVP程序自带多个连续能量的点截面数据库,并能处理指定温度下的中子截面库,计算温度相关的问题。程序采用体组合的方式描述几何模型,具有精确描述复杂三维几何结构的能力。通过与BURN模块的耦合可进行燃耗计算,可用于分析与时间相关的问题。文章对MVP程序在中国先进研究堆（CARR）上的应用进行了初步研究,利用MVP程序对CARR进行了剩余反应性计算和燃耗计算。通过与扩散程序计算结果进行比较,证明了MVP程序是CARR堆运行物理分析的良好选择,为今后的实际运用奠定了良好基础。     

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。     

核反应堆本体屏蔽设计计算程序系统

本文是利用多群分出扩散理论来计算反应堆本体屏蔽区中子通量分布,在此基础上,又计算了γ光子通量、剂量率分布,以及中子和γ光子产生的发热率分布,从而解决了堆内构件辐照损伤和屏蔽区外表面辐射泄漏问题. 计算结果与三群法计算结果相比,本程序可靠,且计算简便,适用于核反应堆本体屏蔽设计的计算要求.     

聚变-裂变增殖堆包层的初步中子学设计

 基于国际热核实验堆ITER的堆芯参数和套管结构,对聚变-裂变增殖堆包层的进行了初步中子学设计。基于国际热核实验堆的堆芯参数提出了采用套管结构,以天然金属铀为燃料和硅酸锂为氚增殖剂的快裂变-增殖堆包层的初步中子学设计设计方案。使用FENDL 2.1核数据库及MCNP程序自带的核数据库,用MCNP程序对套管结构快裂变-增殖堆包层进行一维的方案筛选及三维中子学的计算分析。计算分析包层内的一维功率密度分布、产氚率、钚增殖率分布,通过优化设计分析给出合理的包层设计方案,并计算氚增殖率TBR、能量放大倍数M、有效增值系数k_eff、裂变增殖比等参数。     

基于FLUENT 的UDS和UDF功能的中子扩散耦合计算研究与快堆应用分析

随着计算机性能的不断提高,用CFD与中子学相结合的方法分析复杂的流动与传热现象引起了人们的广泛关注. 本文基于FLUENT的UDF(User Defined function)和UDS(User Defined Scalar)功能对中子扩散方程进行定义,利用FLUENT内基于有限容积法的求解器对中子扩散方程进行迭代求解,同时耦合质量,动量,能量方程的迭代求解,在每次迭代计算时,将中子扩散方程迭代计算得到的功率分布（中子通量分布）传递给热工水力计算作为热源项,同时将热工水力计算得到的温度分布传递给中子扩散计算,修正材料的宏观反应截面,实现中子扩散和热工水力在同一求解器和同一套网格下的耦合计算. 通过对5×5压水堆组件模型进行建模和计算,将计算结果与其他程序计算结果进行对比,验证该耦合计算方法的可行性和数据传递的正确性. 然后将该耦合方法应用到模块化铅冷快堆(M2LFR-1000)热组件计算中,证明热工水力学参数(燃料最高温度,包壳外表面最高温度)在设计限值范围内.     

ADS次临界堆脉冲中子源实验动态特性数值模拟研究

强外源驱动与深次临界度使得ADS次临界反应堆在中子学特性上与传统临界堆有较大差异,确定论中子学计算方法难以直接应用于ADS次临界堆.本文采用MCNPX程序对"快热"耦合ADS装置YALINA-Booster的PNS实验进行了模拟,并将模拟与实验结果进行比较.结果表明:在不同的堆芯布置方案和不同脉冲中子源特性下,模拟结果与实验结果具有良好的一致性,验证采用MCNPX程序研究ADS次临界堆中子学动态特性的可行性.     

用ATHLET程序分析NHR-5功率自跟随实验

ATHLET是德国核设施安全评审中心GRS开发的一个重要的反应堆热工水力学分析程序。为了全面评估ATHLET程序应用于清华大学核能与新能源技术研究院建造5MW低温核供热实验堆(NHR-5)的适用性,该文建立了5MW低温供热堆的ATHLET输入模型,以功率自跟随实验为模拟对象进行验证性计算分析。将结果与对应的实验结果、RETRAN-02程序的计算结果进行比较。曲线显示:反应堆上腔体压力、堆芯入口温度的ATHLET计算值和实验值之间的差异分别达到2×10-2M Pa和2.5K。分析结果表明,燃料元件表面过冷沸腾的空泡反应性反馈对取得良好的模拟计算结果有重要作用。     

三维离散纵标中子输运稳态及瞬态动力学计算

基于著名输运程序DOT4．2，开发了三维离散纵标中子输运稳态及瞬态动力学计算程序．对时间变量采用直接的无条件稳定且具有高精度的全隐式向后差分格式进行离散处理，将瞬态输运方程转化为各个离散时间步上的固定源型稳态中子输运方程进行求解．通过对TAKEDA基准题及输运瞬态基准题的校验计算表明：该三维稳态程序能准确地给出有效增殖系数以及各区的区域平均中子通量密度，其相对误差分别小于0．1％和4．0%；对于缓发超临界和瞬发超临界问题，三维瞬态程序的计算结果均与参考值吻合良好．本三维程序可以为复杂反应堆堆芯的临界计算和瞬态动力学特性分析提供一个有效而准确的分析工具和手段．     

液体悬浮式非能动停堆组件落棒分析程序的试验验证

基于快堆液体悬浮式非能动停堆组件的落棒原理,结合非能动组件流道结构的阻力特性试验修正,建立非能动棒落棒的水力-动力学分析模型,开发相应的落棒计算分析程序。通过全尺寸组件落棒试验,采用可视化观测与数字图像处理技术,得到试验落棒曲线。结果表明,程序落棒计算与实测结果符合较好,验证了落棒模型与程序。通过程序的建立与试验验证,为液体悬浮式非能动停堆组件的设计提供参考。     

KBS-3乏燃料包装容器表面中子剂量分布模拟分析

KBS-3乏燃料包装容器用于瑞典乏燃料地质处置,其内衬材料分成I24,I25和I26三类.乏燃料使处置库处于高强度放射场,包装容器表面的中子剂量分析对乏燃料包装容器运输、地质处置库剂量分析和地下水辐照分解有重要意义.采用MCNP程序模拟计算三种不同内村材料(I24,I25和I26)包装容器表面的中子剂量分布,分析计算结...     

以水作为慢化体的多球中子谱仪模拟与解谱研究

中子能谱的测量是核辐射探测领域的一个重要研究课题,它在整个中子辐射防护检测中具有重要地位,与中子辐射剂量关系密切.多球中子谱仪是进行中子能谱测量的常见工具,具有非常多的优势,首先操作简单方便;其次功能强大,主要表现在测量范围上,相比较于其他类似设备来说要大许多;最后在灵敏性方面十分出色.本研究分别采用水和聚乙烯作为多球中子谱仪的慢化体,使用蒙特卡罗程序Geant4,计算了10~(-9)～10~(2 )MeV能量范围中60个能量点的响应函数,并分析比较;利用Gravel少道解谱算法,对不同中子场中的水慢化体多球中子谱仪测量数据进行解谱,数据显示水可以用作慢化体在设备中使用.该研究为水用作慢化体在设备中使用提供了理论和模拟研究基础.     

桶型3He中子探测器探测效率标定装置设计分析研究

基于后处理生产的³He中子探测器,开展了桶型中子探测效率标定装置的材料选择及功能结构设计分析,使用MCNP程序构建了装置及³He探测器的相关计算模型,根据生产过程及设计需求,分别分析了桶型中子探测效率标定装置慢化层的慢化效果,及不同位置多根³He管中子探测器的探测效率,并计算了源管、探测器上方及屏蔽体周围的剂量,结果表明该装置的慢化能力及屏蔽效果良好,放射性剂量水平满足辐射防护要求。     

三维中子输运方程的非结构网格离散纵标数值解法

从一阶三维中子输运方程出发，对方向变量采用离散纵标方法展开，得到一系列关于空间变量的偏微分方程，从而避免了二阶方程由于分母上存在截面，不能准确描述内含真空介质的问题．对这些关于空间变量的方程采用最小二乘有限元方法进行离散，形成的刚度矩阵是对称的，因此可以采用快速迭代方法求解．据此编制了三维中子输运方程的非结构网格离散纵标计算程序，并采用三棱柱元素和四面体元素剖分对一系列基准问题做了验算．计算结果表明，该方法能用于非结构网格，并具有较高的计算精度，对多数问题，有效增值系数的误差都小于0．3％，通量误差都小于3．0％．     

中子测井数值模拟中热群常数计算及井温校正图版的制作

在中子－中子测井数值模拟中，群常数的计算是提高理论计算精度的重要环节，文章探讨把核能领域的中子热化模型应用到中子测井数值模拟中来，提出了中子测井条件下的热群常数计算方法，并研制了相应的热谱计算软件ＨＧＭＩＣ，从理论上研究井温的影响，并制作了井温校正的理论图版曲线。     

大亚湾核电站与燃煤电站放射性排出物对环境的影响

根据核电站和燃煤电站放射性排出物放射性浓度、地表沉积量及其辐射剂量计算模式,讨论了核电站和燃电站放射性排出物在大气和水体中输运过程和放射性照射途径;计算了假定建在广东核电站厂址上功率１．８ＧＷ燃煤电站放射性排出物放射性的影响,并与广东核电站作了分析比较,结果表明：燃煤电站气态排出物放射性影响与核电站相近,两者气态放射性排出物影响比国家核电厂环境辐射防护标准小两个数量级。     

14 MeV中子照相中CCD芯片的屏蔽计算

快中子照相实验中,电荷耦合装置(CCD)是重要的成像器件。快中子辐射不仅会减少CCD的使用寿命,而且会对快中子图像带来影响,因此必须对CCD芯片进行有效的屏蔽,减少快中子辐射对芯片的损伤。该文利用MCNP/4B程序计算了14MeV中子照相中不同屏蔽材料组合条件下CCD芯片的吸收剂量。计算结果表明,在对CCD进行有效的屏蔽后,芯片的吸收剂量是屏蔽前的3%,按源中子数归一后仅为1.29 aGy,已经达到屏蔽要求。计算结果还表明,环境散射中子辐射对芯片吸收剂量贡献较小,可以忽略。     

Monte Carlo方法在核辐射医学中的应用

在放射性治疗(外照射或内照射)疑难病症(如癌症)及重症病过程中,病体所受剂量及其分布是治疗过程中必须考虑的问题。当射线进入人体后各部分受到的剂量必须要进行理论计算。射线在人体内的反应机制是光子和电子偶合输运过程,非常复杂,一般数值方法难于求解。Monte Carlo方法是解决本类问题十分有效的方法。该文将Monte Carlo方法应用到核辐射医学中,叙述了两种体内剂量场分布的Monte Carlo计算方法:沉积能量法和通量转换法。为了提高计算效率,给出了几种实用的技巧。最后,介绍了一个应用实例。     

电子束辐照材料剂量分布的蒙特卡罗计算

采用蒙特卡罗程序EGSnrcMP模拟软件的用户代码DOSXYZnrc模拟计算了能量为4.0MeV在聚苯乙烯材料的三维剂量分布;计算了在2.5~4.0 MeV能量范围内电子在聚苯乙烯材料和水中的剂量深度分布;计算了不同电子束射野大小对剂量分布的影响.计算的结果以绝对剂量的形式给出,误差在1%以内.该程序能够提供优化电子束辐射加工工艺的一种高效实用的理论估算方法.