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.     

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     

高温气冷堆在线燃耗测量系统的设计考虑--燃料球的冷却时间对燃耗测量的影响

利用堆芯总量程序包KORIGEN和蒙特卡罗程序MCNP4A软件分别模拟计算燃料球的燃耗和高纯锗(HPGe)探测器的响应,研究球床式高温气冷堆的燃料球在不同燃耗和不同冷却时间等测量条件下的燃耗测量不确定性问题。通过HPGeγ谱仪对燃烧过的燃料元件进行模拟!谱结果分析,如果用裂变核素137Cs作为燃耗测量的标示核素,要使燃耗测量系统的计数统计不确定度达到5%水平,燃料球的冷却时间不能低于6d,且燃耗测量时间至少需要15s。     

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.     

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。     

同位素稀释质谱-γ能谱法测定天然铀燃料元件燃耗

天然铀燃料元件燃耗低,裂变产物少,燃耗测定难度大.本文选取137 Cs为燃耗监测核素,采用高效液相色谱法(HPLC)分离燃料元件溶液中的铀,同位素稀释-热电离质谱法(ID-TIMS)测定燃料元件中铀浓度,基于高灵敏度γ能谱法测定裂变产物137 Cs.介绍了铀与裂变产物高效液相色谱分离、铀质谱测定、稀释剂与样品比例优化、137 Cs点源制备、数据修正计算等过程,给出了3根天然铀燃料棒所取样品的燃耗测定值.     

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。     

热中子通量与元素特征γ射线的关系

用MCNP-4C程序模拟计算20个水泥生料样品,并用线性回归方法研究样品内热中子通量与元素特征γ射线间的关系.计算结果表明,利用二者之间的关系可准确计算热中子通量,并提高了元素质量分数的测量精度.     

核供热堆燃料组件均匀化参数的计算

组件均匀化参数的计算是核供热堆物理设计及堆芯燃料管理计算的基础。本文介绍的组件均匀化参数计算的处理方法是以先进的燃料组件软件包ＴＰＦＡＰ为基本工具，对于堆内各种类型组件计算少群截面，按Ｇｄ２Ｏ３不同重量百分比、比燃耗、能群等顺序组成参数截面表，再用函数插值法求得全堆燃耗计算所需的截面。实践表明，用该方法处理的参数计算燃耗的结果可满足工程设计精度要求，它对燃料管理及优化设计计算是极为有效的方法。     

NaI(Tl)闪烁探测器单能γ谱的Compton坪台

利用Compton散射截面Klein Nishina公式和Monte\|Carlo粒子输运(MCNP)程序研究NaI(Tl)闪烁探测器单能γ能谱的Compton坪台. 通过考虑光子在探头闪烁晶体中的次级效应及探测器的能谱展宽等因素, MCNP程序模拟所得NaI(Tl)探测器单能γ能谱的Compton坪台与实验能谱符合较好, 并解释了理论曲线与实验曲线存在差异的原因.     

中子Soller准直器的测试与评价

作者利用中国原子能科学研究院反应堆上的中子谱仪装置，对国内研制的Soller中子准直器进行了测量，并利用MCNP4B程序模拟和解析公式计算，将所得结果进行了分析和比较，对所测准直器的主要技术指标作了评价，证明了国产准直器的性能满足使用要求。     

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。     

应用于加速器驱动次临界系统的程序开发

开发了应用输运理论方法的两套程序系统：蒙特卡罗－燃耗程序系统和输运－燃耗程序系统。针对蒙特卡罗程序不能计算燃料的同位素成分变化，提出将它和燃耗计算程序耦合以完成燃耗计算。燃耗程序所使用的单群截面由蒙特卡罗程序计算。将用于常规反应堆的计算方法和策略推广到输运－燃耗程序系统，这使得计算步序大大简化，并改进了精度。对加速器驱动次临界系统的基准题进行了校核计算，其结果和其他国家的计算结果符合良好，这表明所提出的计算方法与程序系统是成功的。     

电子加速器X射线发射率的MCNP分析

为满足现代X射线应用和设计电子加速器的靶结构和束流参数的需要,采用MCNP4B程序对2～20MeV能量范围内的电子束入射不同厚度钨靶的X射线发射率进行了系统的模拟计算和研究.结果表明在电子能量小于10MeV时,MCNP4B的结果与NCRP-51报告一致,但在10MeV以上,它们间的差别增大.该文结果对早期NCRP-51报告的结果有重要的改进,对于现代产生X射线的电子加速器靶的设计具有参数作用.     

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.     

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。     

压水堆棒状燃料组件弥散型可燃毒物燃耗特性研究

长寿期小型压水堆需要更合适的可燃毒物进行反应性控制来延长堆芯寿期,针对这一需要开展了压水堆棒状燃料组件弥散型可燃毒物燃耗特性研究,从可燃毒物的消耗与燃耗过程匹配的角度出发,选择了B、Gd、Ho、Sm、Dy、Er、Gd、Eu作为研究对象,使用基于确定论的组件计算程序Dragon对这些核素进行燃耗特性研究。计算结果表明可燃毒物Eu、Er适合作为候选可燃毒物开展下一步研究。     

电子辐照灭菌中剂量深度分布的分析

为研制加速器电子束邮件灭菌安全系统,用MonteCarlo(MCNP)程序模拟计算了4.5MeV电子束辐照复印纸和聚苯乙烯时吸收剂量随深度的变化。计算分析了邮件灭菌中电子束的能量、入射角度、复印纸厚度及上下铝衬底材料等对辐照效果的影响。结果表明,受照物质中的吸收剂量呈先增后减的趋势;电子束能量越高,穿透深度越大,吸收剂量峰值变低;入射角度变化,穿透深度不变;衬底材料可提高受照物质上表面的吸收剂量。结果与实验符合,验证了模拟的可信性,也显示出MCNP计算的速度快、效率高、应用灵活等优点。     

深穿透屏蔽计算的离散坐标法

建立了堆芯几何和孔道几何边界源相耦合的离散坐标法。并用于计算反应堆孔道的深穿透屏蔽问题;推导出可用于堆芯几何屏蔽计算的半对称求积基,以及用于孔道几何屏蔽计算的偏向求积基。     

大型集装箱检测系统探测效率的MC模拟计算

为了研究各种不同能量和能谱分布的入射射线对于“大型集装箱辐射检测系统”成像质量的影响 ,通过采用Monte Carlo (MC)模拟方法 ,对该问题进行了计算求解。采用通用电子和光子模拟计算程序 EGS4,在保证足够的计算粒子数目的条件下 ,具有较高的计算精度。对 0 .8Me V单能光子和最大能量分别为 2 ,3,7Me V连续谱情况 ,从透射深度、丝分辨率和对比度灵敏度 3个方面加以分析和比较 ,给出了这 3个指标的数值范围 ,从而得到能量和能谱分布对系统成像质量的影响。这表明 MC方法能够应用于大型集装箱检测系统