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     

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。     

双热中子束流治疗孔道低浓化BNCT堆初步设计

以我国已经建成的高浓铀为燃料的BNCT堆为研究对象,将其堆芯低浓化并且添加水平热中子双束流治疗孔道,开展双热中子束流BNCT堆堆芯低浓化初步设计,计算分析该BNCT堆的keff、控制棒价值、顶铍效率、堆芯能谱、堆芯径向通量、轴向通量、辐照管通量等参数,得到双热中子束流治疗孔道低浓化BNCT堆初步设计方案.     

反应堆测量孔道对屏蔽的影响

介绍了反应堆设计中屏蔽计算方法,描述了测量孔道的物理计算模型,针对反应堆物理设计中提出的实际问题进行了计算,并对有关的参数作了选择,得到了符合精度要求的满意结果。结果表明,测量孔道对屏蔽是有影响的,只要采取一定的防护措施,可使剂量当量率达到规定的容许范围内,以确保反应堆的安全。这些结果为反应堆屏蔽设计提供重要的参考价值,为反应堆的安全性提供了科学依据。     

全堆芯中子输运计算方法研究现状

发展新一代反应堆物理数值计算理论和方法的目标是实现三维全堆芯Pin-by-Pin输运计算,MOC、SN、SPN是其中三种最具有代表意义的全堆芯中子输运计算方法。该研究介绍了这三种全堆芯中子输运计算方法的概念及特点,通过调研国内外研究现状比较分析了三种计算方法的计算精度、计算效率及几何适应性,总结了三种全堆芯输运方法的优缺点。最终归纳了两种具备工程应用可行性的全堆芯中子输运计算方案:(1)二维MOC耦合一维输运/节块法直接进行全堆芯输运计算;(2)采用二维MOC进行栅格计算,预制参数截面库,再运用三维SPN方法进行全堆芯输运计算。     

全堆芯格林函数方法在核电厂堆芯燃料管理及优化中的应用

利用全堆芯格林函数方法研制了压水堆核电厂堆芯燃料管理及优化软件，以我国秦山核电厂为例进行了计算，计算结果表明，利用该方法研制的堆芯资料管理及优化软件具有很的计算速度和较高的计算精度，可用于压水堆核电厂堆芯燃料管理及换料优化设计计算。     

弹性基支矩形板的DQ解

采用微分求积法（ＤＱＭ）分的了Ｗｉｎｋｌｅｒ和双参数弹性基支矩形板的静力弯曲问题,计算了固支,简支和自由及其组合边缘情况下矩形板的挠度和弯矩,同时考察了地基参数对板的影响,数值计算结果与已有文献符合良好,说明微分求积法是求解弹性基支矩形板的一种简便方法。     

钍铀循环专用核数据库CENDL-TMSR

钍基熔盐堆核能系统(TMSR)为第四代先进核能系统,需要更先进、更可靠的物理设计,而核数据的可靠性对于核设计精度有着至关重要的影响.受中国科学院上海应用物理研究所委托,中国核数据中心研制了钍铀循环专用核数据库CENDL-TMSR,包括微观评价核数据库和宏观参数库,以用于钍基熔盐实验堆的临界计算以及屏蔽设计.为验证钍铀循环专用核数据库的可靠性与适用性,对该库进行了临界基准检验与屏蔽基准检验.临界检验结果表明,绝大部分基准装置的keff计算值与实验值的相对误差都在0.5%之内,表明该数据库是可靠的,可用于钍基熔盐实验堆的物理设计.屏蔽计算结果与实验数据基本吻合,整体性能优于其他评价核数据库.     

弹性基支矩形板的DQ解

采用微分求积法（ＤＱＭ）分析了Ｗｉｎｋｌｅｒ和双参数弹性基支矩形板的静力弯曲问题,计算了固支、简支和自由及其组合边缘情况下矩形板的挠度和弯矩,同时考察了地基参数对板的影响．数值计算结果与已有文献符合良好,说明微分求积法是求解弹性基支矩形板的一种简便方法．     

辐射换热直接交换面积的数论网格法

联系加热炉几何模型,在推导、阐述数论网格求积方法应用于直接交换面积计算的同时,比较了其与高斯方法计算直接交换面积在计算精度及计算机耗时等方面的优越性。结果表明,数论网格法更简单、准确和节省机时。     

蒙特卡罗方法用于研究堆的屏蔽计算

为解决研究堆的屏蔽计算问题 ,讨论了应用 MonteCarlo方法的 MCNP程序进行反应堆的屏蔽计算 ,引入了结合抽样技术的 MCNP分步计算的方法。该方法特别适用于计算物理模型比较大 ,屏蔽层比较厚 ,粒子的穿透距离比较长的问题。在这一类的问题中 ,单步计算根本无法计算出结果 ,利用分步计算和抽样技术则能在较短的时间内以较高的精度 (统计误差小于 10 % )得出结果。结合抽样技术的MCNP分步计算方法能够很好地解决深穿透问题     

HTR-10 一回路舱室冷却系统及其特点

１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）一回路舱室冷却系统是反应堆重要安全系统之一。由余热排出系统和屏蔽冷却系统两部分组成。非能动式余热排出系统以自然循环方式排出余热,排除了系统对外界动力的依赖性,余热最终经空气冷却器由空气自然对流排往大气。该文提出的非能动系统配以能动系统组成舱室冷却系统设计、采用可调遮热板控制辐射传热量,构成了ＨＴＲ－１０一回路舱室冷却系统新的设计思想和系统组成方案,并据此完成了相应的工程设计。该方案不仅简化了系统、降低了造价、缩短了工期,而且使系统的可靠性得以提高。     

HTR-PM非能动余热排出系统运行特性分析

 非能动余热排出系统是球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)的重要安全系统。由于非能动余热排出系统与堆芯主回路之间通过辐射换热耦合在一起,为了分析事故工况下非能动余热排出系统的运行特性,提出了用区域重叠分解方法实现非能动余热排出系统与主回路系统的耦合计算。基于此方法开发了耦合计算分析工具TINTE-RHRS,建立了多回路系统模型。应用TINTE-RHRS程序模拟了失冷不失压事故下HTR-PM余热排出系统的热工水力特性,计算结果验证了堆芯主回路与余热排出系统耦合计算的必要性,分析了事故工况下投入运行列数和环境温度等对系统运行特性的影响。     

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。     

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.     

反应堆主屏蔽的设计与计算

为使反应堆处于运行状态时 ,对辐射源的屏蔽满足辐射安全的要求 ,以及对堆的各部件和材料满足辐射限制的要求 ,必须设计堆的主屏蔽层。介绍了主屏蔽的设计与计算方法 ,以研究堆为设计实例 ,给出了主屏蔽的主要计算结果表明 ,以池水和重混凝土作生物屏蔽能满足辐射安全限值的要求 ,设计的主屏蔽层是适宜的