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．     

中子测井问题的有限元模拟

在测井条件下,系统研究了输运方程的Galerkin变分问题的有限元求解过程。提出了对二维、三维测井区域都适用的有限元剖分方法,在中子测井问题的有限元模拟程序中实现了稳态与非稳态问题的统一处理。计算实例验证了该方法的有效性。     

医院中子照射器堆芯中子学参数计算方法

 建立了利用WIMS+CITATION计算医院中子照射器I型堆(IHNI-I)堆芯中子学参数的模型。栅元群常数计算采用WIMS束棒几何模型,控制棒、顶铍反射层、底铍反射层、侧铍反射层以及堆芯每一环燃料元件作为不同栅元类型;全堆芯计算采用CITATION程序R-z几何模型。计算了堆芯的功率分布、顶铍反应性价值、控制棒价值、温度系数、堆芯燃耗等中子学参数,计算结果与文献数据一致。本文所建立的计算模型可用于IHNI-I堆芯的物理计算。     

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环境影响评价分析是每个核电站在建设、审批之前必须要经过的步骤,而计算核电站的堆芯放射性总量是环境影响评价的前提,也是堆内核素行为研究的基础。本期19～23页钱郑诚等的文章。高温气冷堆示范电站堆芯放射性总量计算方法”首先对堆芯放射性总量的计算程序KORIGEN进行了优化编译,实现了模拟全堆芯实际中子能谱变化的功能,并且对数据库做了半衰期数据的更新修正;     

考虑空间效应的熔盐堆核热耦合二维动态模拟

熔盐堆堆芯物理分析不同于传统的固体燃料反应堆,由于燃料流动的特点,堆芯中缓发中子先驱核浓度不仅与中子通量分布相关,还受到燃料盐流动的影响。针对熔盐堆堆芯中多物理场非线性耦合的特性,采用点堆模型方程与二维对流扩散方程、热流体动力学方程相结合建立耦合模型,求解二维稳态条件下熔盐堆堆芯主要物理参数分布,并在稳态条件基础上研究堆芯模型引入3种阶跃扰动后堆芯燃料盐温度在温度负反馈作用下的动态变化过程。结果表明,堆芯在温度负反馈作用下能够快速达到稳定,模型将燃料盐流动特性和缓发中子先驱核浓度空间效应考虑在内,更加接近熔盐堆堆芯真实情况。     

不同热管工质对热管冷却反应堆堆芯物理参数的影响与分析

热管冷却反应堆采用非能动传热技术,热响应速度快,可避免堆芯单点失效,具有功率密度大、寿命长、环境适应性强、工作性能稳定等特点,是目前空间核反应堆研究的热点。本文基于清华大学开发的反应堆蒙特卡洛中子输运程序RMC (Reactor Monte Carlo code),以美国爱荷华国家实验室(Idaho National Laboratory, INL)设计的热管冷却反应堆INL Design A为研究对象,选取3种热管工质开展热管冷却反应堆堆芯物理计算。计算结果表明：锂热管工质不仅拥有很好的热物性参数,并且使用锂热管工质的热管冷却反应堆缓发中子有效份额最大、中子能谱较硬、燃耗反应性损失最小、增殖性能最佳,有利于热管冷却反应堆堆芯小型化与长寿命。因此,推荐锂为热管冷却反应堆的热管工质。     

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％．     

基于CAD建模和有限元方法的三维中子扩散程序

有限元方法(finite element method,FEM)适应于复杂几何问题的数值计算,但目前反应堆物理有限元程序所采用的前处理(即几何建模和网格划分)方法繁琐抽象,较难应用于高维复杂结构。该文通过采用计算机辅助设计(computer aided design,CAD)商业软件GAMBIT进行可视化自动建模和网格划分,并应用于自主开发的有限元三维中子扩散程序FEMND,实现了对高维复杂堆芯的直接准确模拟。该程序系统对二维和三维几何分别采用非结构三角形和四面体网格划分,采用不完全LU分解预优共轭梯度法求解代数方程组,可处理临界和含外源问题。通过多个理论模型和基准问题验证了程序的可靠性和正确性,表明有限元方法与CAD前处理相结合,可以充分发挥有限元方法的优势,实现对复杂结构堆芯的有效模拟。     

ITER中国固体实验包层温度场数值模拟

利用计算流体力学数值模拟软件F luen t对国际热核实验堆(ITER)的中国固体实验包层模块(TBM)的第一壁B e、B e球床中子增殖区、L i4S iO4陶瓷球床氚增殖区、以及结构材料的温度场进行二维和三维数值模拟。研究TBM各区及冷却剂氦气流道的温度场分布,并对二维和三维计算结果进行比较。结果表明:除极小区域外,各材料层的温度均低于该材料所允许的工作温度;二维模拟结果与三维模拟结果基本符合,为了简化计算,在初步分析中可采用二维模拟。分析结果可作为ITER中国固体实验包层模块的热工水力学优化设计的参考。     

基于通量展开节块法的六角形时-空动力学方程数值解

提出了一种基于节块内瞬态中子通量展开的六角形几何时一空动力学方程数值解法．在该方法中，各群中子通量分布用解析基函数和二阶正交多项式近似展开，而包含各组缓发中子先驱核浓度的固定源项则利用多项式进行近似．将面平均偏流及其一次矩作为节块之间的耦合条件，不但明显改善了节块耦合关系，而且使得响应矩阵技术比较容易地应用于迭代求解过程．对二维、三维基缝问题计算表明，该方法能高教、准确地给出各时间寿内的堆芯总功率和节块功率分布。     

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MCNP5和ORIGEN2.1程序的停堆剂量程序开发与 初步验证

为了准确分析核设施停机后周围空间的三维辐射剂量场分布情况,基于严格两步法(rigorous two step method,R2S)停堆剂量计算的方法,开发了基于蒙特卡罗输运计算程序MCNP5和燃耗计算程序ORGEN2. 1耦合的三维停堆剂量计算程序M OCA,实现了中子输运计算、材料活化计算和光子剂量计算的自动耦合,并通过中子辐照例题与Super MC程序进行对比验证,结果表明MOCA的计算结果与Super MC计算的结果吻合较好,可以为核设施的运维检修以及退役的剂量率空间分布提供参考数据。     

加速器驱动次临界快堆初装堆芯的功率密度分布展平

为了降低以(U、Pu、Np、Am、Cm)O2为燃料的加速器驱动次临界快堆(ADSFR)堆芯径的功率峰因子,将堆芯精细地分为燃料高、低富集度区.采用耦合散裂中子源的产生(LAHET)、中子输运(MCNP)和核素燃耗(ORIGEN2)等计算程序的COUPLE程序系统进行计算分析.结果显示,在设定的0.97初始临界度下,富集度分割比为1.5时将给出最有利的结果:初始的全堆功率峰因子为1.692;以840 MW的热功率运行过程中,尽管全堆的功率峰因子不断升高,但至300 d时,只达到1.963.堆芯物理设计满足预期要求.     

HTR-10各运行阶段控制棒反应性当量计算

介绍了10 MW高温气冷反应堆(HTR-10)位于反射层中的控制棒反应性当量的计算方法.用GAM和THERMOS程序分别产生堆芯、反射层、含硼碳砖及控制棒组成材料的超热群和热群截面.用二维离散纵标法程序SN2D在(r,θ)坐标系下作详细控制棒结构的模型计算,该模型包括堆芯、反射层及反射层外的含硼碳砖,控制棒位于反射层中.含硼碳砖的外表面为自由边界,以考虑反射层中的中子泄漏谱.按通量权重归并控制棒区(包括控制棒、空隙及石墨反射层的整个圆环)的均匀化截面.全堆有控制棒和无控制棒情况下的Keff本征值,是由有限差分程序CITATION在(r,z)坐标系下计算出的,并由此得到控制棒的反应性当量.文中给出了HTR-10各运行阶段(包括初装堆、过渡过程中期和后期、平衡换料等时期)的控制棒的反应性当量.初装堆控制棒的反应性积分与微分当量也在文中给出.     

全堆芯格林函数方法的格林函数库的建立

提出了利用微扰正向扩散计算方法的思想,建立了全堆芯格林函数方法（ＣＧＦＭ）中的格林函数库。利用格林函数库取消了内迭代,从而大大提高了中子扩散方程的求解速度。针对我国秦山核电厂的外－内和低泄漏两种布料方案进行了校核计算。结果表明,计算精度与格林函数节块方法（ＮＧＦＭ）相当,计算速度提高近９倍。     

基于二维高密度电阻率勘探数据的三维反演及应用

针对目前高密度电阻率法所采用的数据处理方法主要是把地质结构体视为二度体进行二维处理,从而二维数据资料处理结果只是一种近似解释,其计算精度与反演效果达不到精确反演的要求,设计一种典型的地质体模型,利用有限单元法进行正演计算,对含有高斯随机误差的各测线二维正演数据分别进行高密度电阻率法二维、三维反演,对比二维和三维的反演结果.最后在广东某场地采用高密度电阻率法对岩层划分,利用二维勘探的数据进行二、三维反演.研究结果表明:三维反演受高斯随机误差的影响更小,反演结果与实际地质模型更接近;三维反演在岩层划分中更能凸显岩层分界面区域,岩层的空间分布及岩层、覆盖层的整体连续性能更真实地体现,与钻探结果吻合程度更好.     

三维GIS的基本理论探讨

随着二维GIS技术的不断成熟和完善,三维GIS成为GIS领域的重要研究内容。该文讲述了三维GIS的定义、特点及功能,同时讨论了三维GIS建模的几种方法以及ArcGIS中三维可视化方法。     

银洲湖水域强潮河段悬移质输运模型

利用平面二维水动力及泥沙输运模型、有限元法对银洲湖及邻近水域内的悬沙输运、流速分布、水流平面形态等进行了数值模拟计算.其中黏性泥沙输运模型考虑侵蚀和沉积剪切应力.计算结果与实测结果比较表明:银洲湖水域的潮流大体上呈现沿航道南北向的往复流,径流和潮流是银洲湖水域的主要动力因素,细颗粒悬浮泥沙输运是该水域泥沙的主要运动形式;平面二维水动力及泥沙输运模型能较好地复演银洲湖水域的潮流泥沙场,可用于实际工程潮流泥沙场的计算.     

反应性温度系数的计算方法

为了精确地计算反应性温度系数，采用动态规划的方法，求出了燃耗过程中控制棒的临界棒位。利用组件计算软件包ＴＰＦＡＰ，计算慢化剂（或燃料）在不同温度下组件的宏观截面。用节块格林函数法，求解三维中子扩散方程，求得慢化剂（或燃料）反应性温度系数。对于２００ＭＷ核供热堆在临界棒位下，作了三维反应性温度系数的计算，并与二维计算结果作了比较。结果表明，慢化剂温度系数的大小和控制棒插入有密切关系。二维无控制棒时计算的反应性温度系数比较接近三维带控制棒的计算结果，并且二维无控制棒的计算结果是一个保守的估值。     

动网格生成技术

基于动气动弹性仿真中二维动网格方法的研究,提出了一种三维动网格生成技术,该方法的主要特点是在计算域内利用原有的初始网格进行插值计算来构造新网格。对于流体-结构耦合中每时间步长计算的动网格算法主要考虑网格的稳定性和计算效率。最后,选取了二维、三维中一些有代表性的实例进行了演示,结果表明对于变形量不是很大的情形是令人满意的。