基于蒙特卡罗-离散纵标双向耦合方法的快中子注量基准分析

蒙特卡罗（MC）-离散纵标（S_N）双向耦合方法是解决大型复杂核装置屏蔽问题的有效方法。本文针对三维MC-S_N双向耦合方法在大型压水堆核电站屏蔽计算中的应用,进行了基准验证分析。基于美国核管会（NRC）发布的NUREG/CR-6115压水堆基准模型,采用自主开发的三维MC-S_N双向耦合屏蔽计算分析方法,利用MCNP4C精确计算堆芯到热屏蔽精细模型以及位于压力容器内部计算区域的精确模型,三维S N 程序TORT用于进行热屏蔽到第2下降区外表面间的计算。通过自主研发的接口程序实现MC粒子概率分布与S_N角通量密度间的相互转换,实现MC和S_N 双向耦合计算。三维MC-S_N双向耦合方法计算结果与基准报告提供的MCNP、DORT结果符合良好,初步验证了该方法解决大型复杂核装置屏蔽问题的可行性。     

三维离散纵标-蒙特卡罗耦合方法在快中子注量率计算中的应用

采用三维离散纵标-蒙特卡罗耦合方法(SN-MC耦合方法)对压水堆压力容器的快中子注量率进行计算分析,并与离散纵标方法(SN方法)、蒙特卡罗方法(MC方法)的计算结果以及测量值进行比较。结果表明,SN-MC耦合方法的计算结果和测量值相比偏差在20%以内,满足美国核管会(NRC)法规导则RG1.19对快中子注量率计算方法偏差的要求;当SN-MC耦合方法和MC方法达到相同计数误差水平时,其计算速度比MC方法快2~10倍。     

基于离散纵标法与蒙特卡罗方法的三维耦合程序开发

辐射屏蔽设计是核装置工程设计的核心内容之一。单一的离散纵标法(比如SN)或蒙特卡罗方法(MC)在大型核装置屏蔽计算分析方面均存在一定限制。为了满足大型复杂核装置精确辐射屏蔽计算要求,本文实现了三维SN-MC耦合方法,并发展了相应的三维耦合程序系统。该程序结合了SN方法解决深穿透问题的优势和MC方法模拟复杂几何的长处,克服两种方法的缺点,为保证屏蔽系统优化设计的质量提供有力的技术支持。采用接口程序和MC自定义源抽样程序将SN计算得到的粒子角注量率转换为MC计算所需的源粒子信息,为下一步MC计算提供源项,实现三维SN-MC耦合输运计算。采用MC、SN、SN-MC耦合三种方法对直角坐标系和圆柱坐标系下的测试例题进行了计算比较分析。计算结果吻合良好,初步证明了所开发的三维SN-MC耦合程序的正确性。     

离散纵标与蒙特卡罗耦合方法在反应堆屏蔽计算中的应用

建立基于离散纵标方法计算程序DOT以及蒙特卡罗方法计算程序MCNP的耦合方法。通过为MCNP程序SSR命令提供二进制源描述文件,实现在不重新编译MCNP程序条件下的离散纵标与蒙特卡罗耦合。在600 MW核电厂反应堆堆坑小室屏蔽计算中应用耦合方法的计算结果验证该方法的正确性。在耦合方法中研究探索源偏倚策略的实现方式,计算结果表明,源偏倚技术应用与离散纵标与蒙特卡罗耦合方法计算中,能有效降低统计方差,提高计算效率。     

三维离散纵标程序在CAP1400核电厂堆内构件发热率计算中的应用

采用三维离散纵标(SN)方法程序TORT计算了CAP1400核电厂堆内构件发热率,并将计算结果与蒙特卡罗(MC)方法程序MCNP以及两维SN方法程序DORT计算结果进行比较。在针对反应堆模型进行屏蔽设计时,需求解固定源问题,应用西屋公司开发的SORCERY程序将pin by pin堆芯功率分布转换为三维源分布。由于CAP1400反应堆模型较大,固定源的制作会消耗大量的计算机硬件资源,同时也会超出SORCERY程序本身的计算规模限制,为此开发了外源制作辅助程序PSOR,使TORT程序适用于CAP1400等大规模工程问题的计算。     

三维离散纵标-蒙特卡罗耦合系统TDOMINO开发与验证

基于离散纵标和蒙特卡罗方法开发了三维离散纵标 蒙特卡罗耦合系统TDOMINO,其耦合形式灵活,可根据需要选择不同坐标系下的耦合方式进行计算分析。利用美国橡树岭国家实验室提供的HBR-2基准题,采用TDOMINO分别建立了直角坐标系和圆柱坐标系下的耦合模型进行验证计算,给出了反应堆辐照监督管处6种典型核素比活度的计算结果,与基准报告中提供的实验测量值和DORT、MCNP、TORT等程序计算结果相比,TDOMINO具有较好的计算精度,可用于解决复杂屏蔽计算问题。     

三维离散纵标方法在RPV快中子注量率计算中的初步应用

离散纵标(又称SN)方法是反应堆压力容器快中子注量率计算中最常用的方法之一.计算机的飞速发展和三维离散纵标方法的不断完善,使得三维离散纵标法应用于工程设计成为可能.本文以某压水堆为研究对象,采用基于三维全堆芯中子学程序SCIENCE的计算结果,使用三维离散纵标方法程序计算了压力容器内表面快中子注量率三维分布,并分别与采...     

离散纵标共轭输运法计算堆外探测器空间响应函数的研究

通过对共轭输运法的研究,采用二维离散纵标程序计算某三代核电厂反应堆满功率运行状态下的堆外探测器响应函数,计算结果与原有数据相比,径向响应因子的相对偏差在3%以内,轴向响应因子的相对偏差在1%以内。表明所采用的计算模型和方法正确。将共轭输运法计算堆外探测器响应的方法在岭澳二期核电项目上进行验证,并与岭澳二期核电工程中采用正向输运法计算的响应因子进行对比,结果表明2种方法的计算偏差不超过5%,验证了共轭输运法与正向输运法计算结果的等价性,但共轭输运法计算效率更高。     

三维离散纵标方法在堆内构件释热率计算中的初步应用

以美国H.B.Robinson-2#机组反应堆压力容器(RPV)基准实验的参数为输入数据,采用三维离散纵标方法程序(TORT)计算压力辐照监督管处中子能谱及典型核素的活度值。计算得到的辐照监督管处中子能谱与基准实验结果趋势一致、吻合较好;典型核素活度的计算值与测量值之比(C/M)为1.04±0.04。用TORT对福建宁德核电站堆内构件释热率分布进行初步计算,并与蒙特卡罗方法(MCNP)的计算结果相比较,两种方法的结果表现出良好的一致性。最后对TORT程序应用于堆内释热率计算进行讨论。     

三维离散纵标方法在反应堆精细屏蔽计算中的应用研究

随着计算能力的发展,三维离散纵标方法(SN)已逐渐为反应堆辐射屏蔽计算的主流方法之一。本文就三维SN方法应用于反应堆的精细化屏蔽建模与分析的关键问题进行了研究,主要包括精细化几何建模、堆芯固定源模型的创建和数据库截面参数敏感性分析等内容。在此基础上,本文以典型的压水反应堆为对象,构建了精细的三维SN计算分析模型,以压力容器快中子注量率为算例,完整实现了反应堆的精细化三维SN建模与分析,并将三维SN结果和蒙特卡罗方法的计算结果进行了比较分析。对比结果表明,精细化三维SN方法具有较高的计算精度,验证了三维SN方法在反应堆精细屏蔽计算问题中的有效性和正确性。     

蒙特卡罗共轭输运法计算反应堆压力容器快中子注量率

为了保证压力容器（RPV）在核电厂寿期内的安全,通过理论方法准确评估其受到的快中子积分注量率非常重要。本文提出了一种应用共轭输运理论解决深穿透问题的计算方法,并将该方法的计算结果与基准题HBR-2给出的实测值及确定论方法的结果进行了比较。结果表明：本文计算结果与基准题给出的实测数据吻合良好,大多反应率计算相对误差小于10%,最大相对误差不超过35%;70%以上的计算结果准确性优于确定论方法,表明本文提出的解决蒙特卡罗深穿透问题的方法是有效且准确的。     

基于中子首次裂变的MC/S_N耦合输运算法

外源驱动次临界系统是一类广泛存在且重要的核能系统。固有的射线效应和存在空间局部源,使得离散纵标(SN)法难以精确计算该类系统内的中子注量率。虽然蒙特卡罗(MC)方法可有效地模拟局部源问题,但存在计算效率较低的不足。因此,单一的SN方法或MC方法难以兼顾计算精度和效率。为充分发挥两种方法的优点,提出了以中子首次裂变为耦合点的MC/SN耦合算法。首先,采用MC方法模拟源中子在发生裂变反应之前的输运过程,并统计出首次裂变中子源;其次,采用SN方法求解对应于首次裂变中子源的输运方程;最后叠加两种方法计算的中子注量率,得到最终结果。算例表明,该耦合算法可有效地模拟外源驱动次临界系统的中子输运过程。     

MC-SN耦合粒子信息转换精度分析

屏蔽计算是核设施屏蔽设计与优化的重要依据,蒙特卡罗(MC)方法与离散纵标(S_N)法的耦合方法可有效解决复杂几何深穿透输运问题。MC-S_N耦合方法将蒙特卡罗程序产生的粒子径迹信息转换为离散纵标法的边界面入射角通量密度,在此过程中需统计每个离散方向对应角度区域的粒子信息,以经纬线划分角度区域的方法在转换过程中会影响粒子平衡。通常角通量密度可采用球谐函数展开,本文针对层对称求积组和勒让德切比雪夫求积组,研究耦合方法对各阶球谐函数的转换精度。分析结果表明,耦合方法的离散角度区域划分对低阶球谐函数的转换精度较高,但对高阶球谐函数的转换精度具有较大影响,其中对二阶球谐函数转换精度的平均偏差在10%以上。由于高阶求积组的角度区域的划分相关性更强,因此转换精度明显高于低阶求积组。     

基于格子Boltzmann方法的反应堆核-热-流耦合模拟

反应堆堆芯内部存在多种不同物理场之间的相互作用和反馈,对其准确模拟需要考虑这些物理过程之间的耦合。为了降低堆芯核 热 流耦合模拟的实现难度,消除不同物理场之间的外部插值过程,本文构建了核 热 流耦合模拟的格子Boltzmann方法（LBM）,将中子输运（包括SN方程、SP3方程以及扩散方程）、考虑燃料流动效应的缓发中子先驱核守恒方程以及流动传热方程统一到相似的LBM格式下,采用统一的LBM碰撞 迁移过程进行求解,有效降低了堆芯多物理耦合模拟的实现难度。计算结果表明：本文建立的核 热 流耦合LBM模型对不同雷诺数下的流动效应均能准确模拟,同时温度反馈在高温熔盐堆低速流动条件下有较为明显的影响,不能忽略;提高堆芯熔盐流速能够有效地展平功率及温度分布。     

蒙特卡罗方法在反应堆物理计算中的应用

利用蒙特卡罗 (MonteCarlo简称MC)方法对高通量工程试验堆的堆芯物理进行了计算 ,计算了该堆的 5个临界装置的有效增殖系数keff以及一个实际运行的复杂堆芯中考验回路内的考验燃料元件的中子通量 ,计算结果与实验值符合得很好     

300~#研究堆安全棒中子注量率计算中的减方差方法对比及应用

针对300#研究堆安全棒顶端中子注量率计算中的小体积远距离中子输运问题,采用MCNP减方差方法,通过多次试算与验证计算,对比了各减方差方法在本问题中的适用情况,得到了符合误差要求的计数值。首先,根据本研究堆几何建模模型,选取了点探测器及相关的3种减方差方法进行对比计算,计算结果显示:随着粒子数的增加,计算呈现不稳定现象,未起到减方差的作用。之后,将原有几何模型重新分层建模,并分配适当的栅元重要性,将中子引向目标栅元。按此方法,通过检查中子在各栅元中的径迹及碰撞情况,并增加粒子数计算,得到的计数结果表明:计数相对误差在5%以内,品质因子保持稳定,实现了减方差的目的。     

一体化增殖燃烧堆双向递推式倒料方案研究

一体化增殖燃烧堆利用自身的增殖特性,在堆芯内实现核燃料增殖和燃烧的一体化利用。其实现途径之一是将堆芯的燃料布置固定,而增殖燃烧波逐渐移动的行波堆概念,另一种则是通过定期倒料,保持堆芯内燃烧区相对固定的驻波堆。对于驻波堆,需要通过合理的堆芯布置与倒料方案来平衡燃料的燃烧和增殖过程,从而维持堆芯在整个寿期内的稳定运行。提出的双向式堆芯布置与倒料方案中,堆芯中心为燃烧区,燃料组件由内向外依次倒料,而在堆芯外围是增殖区,燃料组件由外向内依次倒料,该方案可以保持堆芯在整个反应堆寿期内具有稳定的功率分布。另外双向递推式堆芯布置与倒料方案最终的组件卸料燃耗是相对均衡的,所有从燃烧区倒出的组件都具有相近的燃耗,一般在30%左右。这使得一体化增殖燃烧堆可以在不进行燃料后处理的条件下,实现铀资源的高效利用。     

反应堆动态参数的蒙特卡罗计算研究

介绍缓发中子有效份额(βeff)、有效中子代时间(Λeff)和本征值的概念及其蒙特卡罗程序计算方法。采用Prompt Method方法计算得到βeff;微扰法得到Λeff;采用瞬发中子密度衰减直接拟合法和间接求解法得到本征值;将各种反应性状态下的拟合得到临界c本征值,并与实验测量的c值进行比对,结果符合很好;并对动态参数蒙特卡罗程序计算的各种方法进行不确定度分析。