一种基于MCNP的堆芯物理—热工耦合计算方法

核反应堆的温度分布计算在核反应堆的安全设计中十分重要.我们利用MCNP计算的线功率密度带入MATLAB编写的单通道模型热工程序,配合热工计算得到的冷却剂密度分布调整MCNP的模型重新计算,能够将堆芯物理计算和热工计算进行结合,得到了更为准确的单通道温度分布、功率分布及热管因子.     

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。     

无网格方法与边界元方法的耦合计算

给出了无网格方法与边界元方法的两种耦合计算方法，并利用奇异权函数对无网格方法直接施加边界条件，导出了在整个域上的耦合计算公式。算例结果表明，该方法具有令人满意的计算精度。     

用MCNP程序计算水平辐照孔道屏蔽

研究堆中水平辐照孔道用以从堆芯附近引出高能中子流。由于水平辐照孔道的几何形状比较复杂 ,采用两维输运计算模型将会引入较大的误差 ;同时 ,在计算过程中由于粒子穿行的距离比较长 ,所需的计算时间也是很大的。讨论了如何用 Monte Carlo方法的 MCNP程序进行水平孔道的屏蔽计算 ,引入了分段 -衔接计算方法 ,着重介绍了与 MC-NP的接口和表面源的设置问题。计算结果表明 ,分段 -衔接的 MCNP方法能够大大的改善 Monte Carlo方法的抽样 ,很好地解决水平辐照孔道的屏蔽计算问题     

用MCNP计算^252Cf源中子活化分析装置的中子通量

本文介绍蒙特卡罗方法计算中子传输程序集，用来计算了黑龙江省技术物理所＾２５２Ｃｆ源中子活化分析装置中的中子通量，与实际测量结果进行了比较，还计算了装备各表面处的中子与光子通量，考核了装置的防护屏蔽性能。     

基于MCNP的超临界水堆堆芯建模及中子通量计算

 超临界水堆是国际第Ⅳ代核能系统论坛推荐的6种第Ⅳ代核电反应堆堆型之一,与现有的轻水堆相比,具有热效率高、系统结构简单、造价低等优点。本文建立了MCNP程序下的超临界水堆堆芯物理计算模型,解决了燃料组件几何结构过于复杂精细难以建模的技术难题,考虑了堆芯轴向冷却剂密度的不均匀分布;以超临界水堆堆芯模型为基础,计算了堆芯径向中子通量密度分布,提出了展平堆芯功率分布的设计方案;计算了堆芯轴向中子通量密度分布,讨论了控制棒不同作用方式对轴向中子通量密度峰的偏移影响,确定了超临界水堆控制棒应采用由下向上插入的方式。研究结果为超临界水堆的设计制造、安全分析提供了重要参考依据,为超临界水堆未来的设计和发展奠定了基础。     

MCNP源程序修改及应用

MCNP程序是一个大型多功能蒙特卡罗计算程序,它适应于核科学和工程方面的多种课题.虽然MCNP程序的通用性很强,可以满足大多数的实际应用,但针对一些特殊的应用还是需要用户对源程序进行修改并重新编译.目前,大多数MCNP程序用户对如何修改和编译源程序了解得比较少,与之相应的文献资料也很少见.有鉴于此,本文对该问题进行了总结并对如何处理作了详细的介绍,目的是为用户更好的理解程序构成、提高对程序的应用能力提供帮助.     

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.     

金属模型与变形模型耦合计算热轧板凸度

介绍了一种热轧板凸度计算方法,即用金属模型与辊系变形模型耦合计算方法.计算中充分考虑了轧辊磨损及轧辊热凸度对热轧板凸度的影响,计算结果与 某热轧生产线板凸度实测值吻合较好.     

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。     

MCNP模拟卫星深层充电特征

针对卫星介质深层充电诱发地球同步轨道卫星运行故障, 提出一种Monte Carlo方法模拟介质深层充电过程.  将航天器介质平板充电过程简化为电子穿过屏蔽层进入介质环氧树脂.  通过MCNP软件, 模拟不同屏蔽层铝的厚度及不同能量电子对卫星介质内最大电场的影响.     

关于对MCNP/3B.PC源程序的修改

为了方便应用，我们对MCNP／3B．PC源程序进行了探究，发现源程序中存在着时间零点引起混乱、NDP例外、无法接续运行等一些问题，我们对这些问题进行了分析，最终问题都得到了相应的解决。     

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...     

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。     

基于MCNP模型10MW高温气冷实验堆燃耗测量误差分析与实验研究

 10MW高温气冷实验堆(HTR-10)的燃耗测量系统通过测量燃料球内裂变产物¹³⁷Cs发出的γ射线进而间接确定燃料球的燃耗,测量结果的准确性直接影响着反应堆的安全性和经济性。利用HTR-10现有的设备条件,设计并实施了提升器偏转实验,使燃料球逐步偏离正常测量位,改变球心与准直器轴线的相对位置,得到了偏离角度与计数率之间的对应关系,进而确定燃料球球心与准直器轴线的周向偏移量。通过MCNP程序建立HTR-10燃耗测量系统模型,模拟γ光子从燃料球发出,经过提升器、密封法兰、准直器直到被HPGe晶体探测器捕捉的全过程。利用MCNP模型可以模拟在不同径向偏离情况下的实验过程,通过与实验结果的对比,确定燃料球球心偏离准直器轴线的径向偏移量。