核动力工程

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刘庆杰, 吴宏春, 曹良志, 陈其昌

2010, 31(S2): 1-4,15.

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摘要:
传统共振方法是基于多群数据库插值表的等价理论有理近似方法,其几何适应能力仅限于简单几何,不能胜任复杂情况的共振自屏计算。子群方法基于共振峰的概率分布得到子群参数,利用现有的适用于任意几何的中子输运程序求解子群通量密度,通过子群通量密度权重子群截面,得到具体问题各个共振区的自屏截面。基于子群方法,开发了适用于二维任意几何的子群共振程序(SUGAR)。例题校验结果表明,SUGAR程序适用于二维任意几何共振计算。

共振自屏计算的子群法与共振干涉效应研究

黄世恩, 王侃, 姚栋

2010, 31(S2): 5-8,20.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
对以子群法与特征线法相结合的中子共振自屏计算方法进行了研究,编制了共振计算程序(SGMOC);程序采用WIMSD格式的多群数据库。数值验证表明,SGMOC的计算结果与MCNP程序计算结果吻合良好,具有较高的计算精度与几何通用性。以SGMOC为基础,对子群法共振干涉效应修正计算的两种方法进行了研究分析。条件概率法对UO₂燃料栅元无限增殖系数(k_inf)计算的修正约为0.0003～0.0018;借助NJOY程序的方法对UO₂燃料栅元k_inf计算的修正约为0.0002～0.0013。

小波尺度函数展开共振自屏计算方法在有温度分布共振自屏计算问题中的应用研究

杨伟焱, 吴宏春, 曹良志, 刘庆杰

2010, 31(S2): 9-15.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
采用小波尺度函数展开方法来获得燃料栅元的径向功率分布,以及共振能区连续能量能谱在燃料栅元有径向温度分布情况下的径向变化。为了求解复杂几何多共振核素共振问题的,提出了小波尺度函数连续能量共振计算方法。通过与蒙特卡罗方法程序MCNP的计算结果进行比较,验证了方法的几何适应性和精度。该方法共振能区的连续能量核数据来自核数据处理程序NJOY,而非共振能区的多群核数据采用国际原子能机构发布的69群WIMSD4格式的数据库jeff31。由于多普勒温度效应,连续能量核数据随温度变化而不同,而数据库中不可能提供任意温度下的连续能量核截面。因此,本文采用插值方法来获得任意温度下的连续能量核截面,并验证了连续能量核截面温度插值对最终计算结果的影响。最终给出了存在径向温度分布的燃料栅元共振能区的连续能量能谱、反应率和无限增值系数,并与MCNP程序的结果比较。

小波尺度函数展开连续能量共振计算加速方法研究

祖铁军, 吴宏春, 曹良志, 杨伟炎, 刘国明

2010, 31(S2): 16-20.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
小波尺度函数展开连续能量共振计算方法可以处理复杂的共振计算问题。该方法利用Daubechies小波尺度函数对共振能量段中子注量率的能量变量进行离散,将中子注量率的求解转化为求解一系列的展开系数的方程组;由于要求解大量的展开系数,该方法的计算效率很低。本研究采用离散方向概率方法求解展开系数。离散方向概率方法结合了特征线方法和流耦合方法的优点,具有较高的计算精度和效率。通过对压水堆栅元问题的数值检验,证明该方法能大大提高计算效率。

三维模块化特征线方法

刘宙宇, 吴宏春, 曹良志, 陈其昌, 李云召

2010, 31(S2): 21-24.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
提出了一种新的模块化特征线方法。该方法将求解几何剖分为许多长方体栅元,从中选出所有的典型栅元,仅存储典型栅元的特征线信息,从而大量减少特征线信息。为了解决现有求积组公式不适用于新特征线的产生方法,提出了新的求积组权重公式。应用该方法对三维栅元和小型轻水反应堆进行数值计算,结果显示,该模块化特征线方法结果可靠并且可以显著地减少特征线信息。

非匹配网格上中子输运方程的间断有限元方法

魏军侠, 阳述林, 王双虎, 申卫东

2010, 31(S2): 25-28,42.

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摘要:
构造了二维柱几何条件下中子输运方程的非匹配网格,解决二维中子输运间断有限元方法在非匹配网格上的扫描排序及边界流的计算问题,使二维柱几何中子输运方程可以在非匹配网格上应用间断有限元方法顺利计算。结果表明,二维中子输运非匹配网格上的间断有限元方法计算结果正确,能保持原物质边界,在保持一定精度的基础上可减少计算量,节省计算时间。

一维平板几何中子输运方程P_N-DP_N耦合方法

郑征, 吴宏春, 曹良志, 李云召, 陈其昌

2010, 31(S2): 29-33.

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摘要:
球谐函数方法(P_N)不能真实模拟介质交界面或者真空边界处中子角注量率不连续的分布,而双球谐函数方法(DP_N)通过对中子角注量率在半角度空间内分别进行展开,解决了这一问题。本文结合DP_N方法的这一优点,根据全角度空间和半角度空间的矩之间的关系,提出了P_N和DP_N的耦合方法,并将此方法用于求解一维平板稳态各向同性散射的中子输运方程。数值计算结果表明,在处理中子角注量率不连续问题时,耦合方法的精度明显比P_N方法高。

动态中子输运方程的修正时间离散格式

洪振英, 袁光伟, 傅学东, 阳述林

2010, 31(S2): 34-37.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
传统方法很少考虑时间步长对数值格式的影响,导致关于时间微分的物理量出现振荡,数值计算结果的精度较低。针对自适应时间步长的特点,对球几何动态中子输运方程的时间离散格式进行了研究,构造了修正时间离散格式。数值算例表明:修正时间离散格式简单且精度较高,所需迭代次数较少,避免了时间步长变化带来的数值解的振荡,更加适合自适应时间步长的计算。

逆向输运问题的直接求解

程玉雄, 曹良志, 吴宏春, 王梦琪, 陈其昌

2010, 31(S2): 38-42.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
利用闪光照相成像系统底片直穿信息,对客体线性吸收系数空间分布进行了直接重建。由于逆向问题的不适定性,采用代数重构算法(ART)、截断奇异值分解(TSVD)、Tikhonov正则化方法以及全变差(TV)正则化方法进行求解,并对数值结果进行了分析比较。结果表明,在合适的正则化参数选取前提下,算法可以较好重建客体线吸收系数,并且有效抑制散射噪声的影响。

自主堆用蒙卡模拟程序RMC2.0开发

李泽光, 王侃, 佘顶, 徐琪, 刘宇轩

2010, 31(S2): 43-47.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
介绍了新开发的反应堆用蒙特卡罗模拟程序RMC2.0。RMC2.0具有使用连续能量点截面数据对材料进行描述并可以处理任意几何结构的系统的特点,同时程序中采用2种不同的输运算法对问题进行计算(ray-tracking方法和delta-tracking方法)。此外,RMC2.0中采用了一些新的算法对MC模拟进行了改善,如统一能量格架以及哈希表算法。文中利用RMC2.0程序对临界基准题以及一些典型的反应堆问题进行了计算,计算结果显示RMC2.0与MCNP5计算结果相符,并且在同样的计算精度下计算时间得到了节省。另外,基于信息传递接口(MPI),RMC2.0实现了相应的并行功能,并可实现较好的加速效果。

MCNP程序分段-衔接计算方法研究

杨德锋, 程和平

2010, 31(S2): 48-53.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
蒙特卡罗方法在处理大系统或小概率事件的问题时,计算结果偏低甚至根本得不到结果,这时就要考虑将大模型分成几部分,即用分段-衔接的办法,经过多次计算完成对整个系统的模拟。本文讨论了分段-衔接的具体方法,简单介绍了面源记录、边界条件的选择等方面的初步研究成果。结果表明,使用程序自带的SSW/SSR卡读/写面源,并用反射/真空外边界条件进行分段-衔接计算,能得到与直接计算非常接近的结果。

连续变化介质蒙特卡罗模拟方法研究

李泽光, 张熙司, 王侃

2010, 31(S2): 53-57,87.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
在连续变化介质中,总的核截面沿粒子的飞行路线不断发生变化,传统的用于总截面为常数的介质的蒙特卡罗模拟方法不再适用。为了解决这类问题,本文采用了3种蒙特卡罗模拟方法,即逐步逼近法、Delta-tracking法和光程法,对该类问题进行分析研究。对计算结果进行比较并考虑三维计算中的实际情况,选取了Delta-tracking方法作为模拟连续变化介质的主要方法,并在合理简化的一维模型下,对多种不同截面变化情况进行了计算,对蒙特卡罗方法模拟连续变化介质的问题进行了详细的分析。针对Delta-tracking方法在模拟变化剧烈的连续介质时抽样效率低的问题,提出了改进的Delta-tracking方法,通过设置截断比,可以有效提高在介质核截面剧烈变化时的模拟效率。

三维三棱柱多群中子扩散方程的解析基函数展开方法

王昆鹏, 吴宏春, 曹良志, 王常辉

2010, 31(S2): 58-62.

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摘要:
提出了一种在三维三棱柱几何内不计算横向积分而直接求解中子扩散方程的节块方法。节块内的各群中子注量率分布用一组完全满足中子扩散方程的解析基函数近似展开,节块之间采用面偏流零次矩和一次矩进行耦合。用坐标变换对模型进行了简化,同时给出了三角形几何下的节块扫描方案,采用响应矩阵技术进行迭代求解。本文开发了三维三角形组件中子扩散计算程序ABFEM-3T。通过基准问题的校验计算,表明该方法能准确地给出有效增值系数及节块功率分布,可求解复杂的非结构几何区域的中子扩散问题。

一类基于近似求解节块内扩散方程的功率重构方法研究

赵文博, 胡永明, 王侃, 姚栋

2010, 31(S2): 63-67.

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摘要:
基于近似求解节块内扩散方程原理,为NGFMN堆芯程序编制了新的功率重构程序。通过选取不同的双曲函数族、边界条件和勒让德多项式数目,得到了一类功率重构方法。用该类功率重构方法计算IAEA2D和BIBLIS2D基准题,并与CITATION细网程序比较计算结果,选出误差较小的功率重构方法。

确定论方法计算气冷快堆燃耗的程序系统开发

张竞宇, 孙玉良, 李富, 颜见秋

2010, 31(S2): 68-72.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
为了快速准确地求解气冷快堆的燃耗问题,开发了一套确定论方法程序系统。基于通用的燃耗过程计算框架,选取了输运程序WIMS和扩散程序CITATION,编写了相关的数据转换、截面管理、燃耗插值、自动控制程序,实现了WIMS和CITATION程序的耦合,并对一个气冷快堆模型燃耗过程进行了模拟。结果表明:开发的确定论方法程序系统是可行的,具备分析气冷快堆燃耗过程中重要物理特性的功能。

节块SP₃方法求解中子输运方程

李云召, 吴宏春, 曹良志, 姚栋

2010, 31(S2): 73-78,91.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
采用3阶简化球谐函数(SP₃)方法将中子输运方程转化为2个耦合的、数学形式与扩散方程相同的方程,建立一种扩散节块方法求解SP₃方程组。该节块方法,通过将节块内的精细中子通量密度分布展开成指数函数和的形式获得节块响应关系,并用于求解边界分流,同时用中子平衡方程构造节块平均中子通量密度。数值结果表明:该方法适用于不同的空间几何网格形状,具有良好的并行特性;节块SP₃程序NSPn的计算速度约为节块SN(N=4)程序DNTR的6倍。

溶液堆物理热工耦合程序开发及堆芯气泡分布初步研究

汪量子, 姚栋, 王侃

2010, 31(S2): 79-82.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
溶液堆内辐照裂解气体的存在是影响溶液堆运行稳定性的重要因素。浮力、碰撞等复杂的相互作用造成这些气体在燃料溶液中形成气泡后的行为难以预测;现有的分析手段通常用关于坐标的函数来近似估计气泡的分布。使用计算流体力学（CFX）程序对溶液堆气-液两相试验工况进行数值模拟的结果表明,应用多尺寸组分模型（MUSIG）能够很好地反映堆内气泡的迁徙过程。FMCAHR_CFX是基于溶液堆燃料管理程序（FMCAHR）和计算流体力学程序（ANSYS CFX 10.0）的耦合程序;本文使用该程序分析简单溶液堆模型中的气泡分布。

SCWR双排六边形燃料组件物理性能分析

王连杰, 秦冬, 李庆, 姚栋

2010, 31(S2): 83-87.

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摘要:
重点考虑组件的均匀慢化和充分慢化性能,兼顾组件的结构和热工因素的影响,提出了超临界水冷堆(SCWR)双排六边形燃料组件概念设计方案。基于优化的双排六边形燃料组件形式,选取可接受的组件结构材料及尺寸,考虑定位材料和控制棒导向管等因素的影响,评价了其物理性能。研究表明,双排六边形燃料组件概念能在均匀慢化和充分慢化之间达到较好的平衡,组件内所有燃料棒采用同一种燃料成分且不含可燃毒物,即可实现局部功率峰值因子小于1.10的设计目标。

一种新的堆芯装载方案优化算法

宫兆虎, 姚栋, 王侃

2010, 31(S2): 88-91.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
针对核电厂实际的堆芯装载方案优化问题,提出了一种新的优化算法——区间限界算法。介绍了该算法提出的背景,并描述了具体的实现过程。基于该优化算法,用Fortran95语言开发了相应的堆芯装载方案优化(LPO)并行计算程序IBALPO,并在一个比较难优化的实际换料问题上进行了测试。结果表明,IBALPO搜索出的方案优于经验丰富的工程师优化的方案。

采用堆芯外探测器监测堆内功率分布

李富, 周旭华, 王登营, 郭炯, 罗征培

2010, 31(S2): 92-96.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
堆芯外电离室是大多数反应堆上唯一的实时核测量探头。本文讨论了由堆芯外探测器监测堆内功率分布的必要性、可能性,提出了基于谐波综合法、探测器空间响应函数的由堆芯外探测器监测堆内功率分布的方法及其技术难点、关键技术。在低温供热堆、高温气冷堆上的初步数值验证结果表明,该方法是可行的。

在线监测压水堆堆芯功率分布的谐波展开法

王常辉, 吴宏春, 曹良志

2010, 31(S2): 97-101.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
压水堆堆芯的功率分布可由中子扩散方程的高阶谐波线性展开,结合中子探测器的读数,可实现反应堆堆芯功率分布的实时监测。监测精度由探测器的精度以及参考堆芯与反应堆真实状态的相似度共同决定。由于反应堆运行状态具有复杂性和多样性,本文提出通过模拟反应堆的各种运行状态,并计算其高阶谐波,建立具有代表性的反应堆状态谐波数据库,对反应堆的功率进行在线监测的方法。应用大亚湾核电站1号机组的测量数据对该方法的监测精度进行验证的结果表明,监测误差均在±3%以内,满足工程要求。

首循环含钆堆芯控制模式改进研究

刘启伟, 于颖锐

2010, 31(S2): 102-106.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
在MODE-G控制模式的基础上,针对首循环含钆堆芯轴向功率分布的显著特点,对堆芯控制模式进行了改进。通过松弛轴向偏移控制策略(RAOC)将轴向偏移(AO)控制在一个带状区域内;应用改进后的控制模式对首循环含钆堆芯典型燃耗步进行了负荷跟踪模拟;并针对控制模式的改进特点,选择弹棒事故进行了初步事故中子学参数评价。结果表明,改进后的堆芯控制模式相对于MODE-G控制模式能更有效地加强对堆芯轴向功率分布的控制。

中国HCSB TBM模块的优化与设计进展

张国书, 冯开明

2010, 31(S2): 107-110.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
简要介绍国际热核实验反应堆(ITER)对于DEMO增殖包层(DEMO-BB)的科学和实验价值、试验包层模块(TBM)的功能目标及总体测试战略,重点介绍和讨论中国氦冷固态TBM模块自2003年到2010年的设计发展进程情况,如总体结构设计进展、中子学优化、热工水力学优化、电磁结构优化等,总结了一些重要的设计经验。

压水堆装载30%MOX燃料的燃料管理及经济性分析

贾士壮, 曹良志, 吴宏春, 郑友琦, 傅先刚, 杨珏

2010, 31(S2): 111-115.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
初步分析我国现役大亚湾核电站M310堆芯的应用混合氧化物燃料(MOX)组件的可行性及经济性,给出M310堆芯由全堆装载UO₂组件向使用30%MOX组件过渡的堆芯燃料管理方案。对使用MOX组件的堆芯的重要参数进行了分析,证明在现役大亚湾核电站M310堆芯应用MOX燃料是可行的。建立经济性分析模型,对所设计堆芯的燃料成本进行了具体分析。结果显示,MOX燃料的引入虽然大大提高了反应堆燃料成本,但仍存在较大的降低空间。

一种钍基长寿命反应堆堆芯的物理设计

余纲林, 王侃

2010, 31(S2): 116-120.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
长寿命反应堆的设计要求主要是高燃耗深度和满功率自然循环能力,既要提高堆芯的转换比以获得最小的反应性随燃耗变动,又要充分考虑热工方面自然循环的要求,在一般基于铀钚燃料的长寿命反应堆设计中很难做到两全齐美。本文提出了一种基于乏燃料钚-钍燃料、铅铋合金冷却剂的长寿命堆设计方案,充分利用钍铀燃料在快中子条件下优越的核性能,完成了详细的概念设计并使用MCBurn程序分析其各项属性。

基于裂变堆的聚变-裂变混合中子场

邓勇军, 袁姝, 李润东, 冯歧杰

2010, 31(S2): 121-124,127.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
介绍了利用裂变堆提供的高强度热中子及裂变快中子,并采用LiD及铀作为转换靶,将反应堆内中子场局部转换为聚变-裂变混合中子场的物理设计结果,通过MCNP程序对转换靶结构及中子能谱调节材料进行优化设计,初步设计了转换靶的结构,并对转换靶内形成的聚变-裂变混合中子能谱以及转换靶的发热率进行了计算。

混合能源堆多群中子参数库研制

伊炜伟, 胡泽华, 李茂生

2010, 31(S2): 125-127.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
根据聚变-裂变混合能源装置计算的需求,利用微观评价核数据库ENDF/B-VI.8,研制了包括100多个核素的187群中子参数,用于中子输运方程的计算。通过选取合适的能群结构和权重谱,并考虑温度、热散射以及共振自屏效应等的影响,建立并拓展了适合混合堆研究需要的多群参数库。为了检验参数库中数据的适用性,采用一维中子和光子输运程序ANISN对一组基准装置进行了临界计算。结果表明参数库可用于混合能源堆设计计算。

高温气冷堆控制棒区等效截面方法的改进

郭炯, 李富, 王登营

2010, 31(S2): 128-131,135.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
等效截面方法以耦合输运计算和扩散计算为基础,只需要对吸收体区的扩散截面系数进行修正,能够方便地求解带有强吸收体的堆芯计算问题。本文以二维输运计算为基准,在二维堆芯模型的条件下尝试了将吸收体区域进行网格划分的可能性,并对几种网格划分的方式及相应的均匀化方案进行了初步探索。计算结果证明,这套方法既能保持扩散计算速度快的优点,又能达到精细化输运模型计算的精度。

核材料中氦含量的重离子弹性反冲探测

刘超卓

2010, 31(S2): 132-135.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
核反应堆材料中氦的滞留量是评估材料安全性能的重要指标。文中介绍了利用重离子束的弹性反冲探测氦的能谱、分析薄膜材料中的氦元素含量及其深度分布的基本原理和实验方法。采用12 MeV的碳离子作为探针,对金属锆膜中的氦进行前向弹性反冲;通过解析能谱,获得氦的含量分布和深度分布,并对不同温度退火后的薄膜材料中氦含量进行了对比分析。

中子噪声间隔分布实验及计算方法研究

陈利高, 余纲林, 王侃, 李成龙, 杨鑫

2010, 31(S2): 136-140,158.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
利用微观噪声分析方法中的时间间隔分布方法进行反应堆动态参数的实验研究。阐述了利用MSP430单片机采集中子脉冲时间间隔分布,以及将数据传入PC机实时处理的方法;对清华大学工程物理系次临界装置的中子信号的间隔分布进行测量,并分析测量结果,以研究如何根据时间间隔分布的原理由测量数据得出α本征值的计算方法;论文通过实验给出了源中子和堆内中子计数分布的差别,利用同批次的测量数据,以罗西-α方法、方差平均值比方法以及理论计算值对实验结果进行了验证,确认了这种计算方法的正确性和精确性,以及时间间隔方法用于动态参数测量的优越性。

秦山核电厂反应堆无源装料及启动

廖泽军, 孔德萍

2010, 31(S2): 141-144.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
秦山核电厂的第5燃料循环和第11燃料循环,分别由于中子源强度衰减过多和没有外加的次级中子源,在反应堆装料和启动过程中存在堆外核测仪表的部分监测盲区。介绍了我国法规的相关要求以及秦山核电厂实现无源启动所采取的应对措施,结果表明,无外加中子源时反应堆启动的安全性能够得到保证。

CENDL-3.1临界基准装置的积分检验

张华, 刘萍, 吴海成

2010, 31(S2): 145-149.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
从国际核临界安全手册(ICSBEP)中选取1000余个基准实验方案,装置能谱覆盖快、中、热能区,用于系统化地检验最新版中国评价中子核反应全套数据库CENDL-3.1。采用MCNP4C程序对这些基准实验进行临界模拟计算,MCNP4C接口ACE格式的群常数库采用NJOY99制作而成。将基于CENDL-3.1计算得到的k_eff与基准实验值进行了比对,并且与CENDL-2.1进行了比较。结果表明,在检验的能区内,CENDL-3.1的检验结果整体优于CENDL-2.1。

压水堆核电厂活化与停堆辐射剂量率三维计算分析

韩静茹, 陈义学, 王继亮, 全国萍, 陆道纲

2010, 31(S2): 150-153.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
将基于三维蒙特卡罗方法的"严格两步法"(R2S)首次应用到压水堆设计分析中,初步验证了活化程序FISPACT-2007在压水堆中的应用可行性。建立了一小型压水堆三维模型,采用R2S方法对其运行40年停堆后的残余放射性活度与剂量率分布进行了计算分析。结果表明,R2S方法可用于压水堆核电厂部件活化分析与退役策略的制定。

燃耗信任制方法在临界安全分析中的应用

杨波

2010, 31(S2): 154-158.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
采用燃耗信任制(BUC)方法及相关程序系统(APOLLO-2、DARWIN和CRISTAL)对不同辐照历史的燃料组件进行敏感性分析。结果表明:随着温度上升、硼浓度增大,乏燃料组件的中子增殖系数也将增大;燃耗信任制方法分析中,为了得到偏于保守的结果,考虑了核素成分修正因子及其计算不确定性。本文还列出了针对某个基准问题的试验值和计算值的比较。采用燃耗信任制方法对不同的轴向燃耗分布的组件进行临界计算,并进行了比较。

核电厂辐照监督管中子解谱程序2NP

孙征, 沈峰, 白宁

2010, 31(S2): 159-161.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
中子解谱方法是准确确定压力容器的中子注量的有效方法。本文研制了以广义最小二乘法为核心的中子解谱程序2NP,用于核电厂反应堆压力容器(RPV)中子注量的估计。通过对国际原子能机构(IAEA)发布的中子解谱例题ANO的验算,证明2NP具有较高的计算精度。

HTR-10过渡过程的模拟方法

夏冰, 李富, 吴宗鑫

2010, 31(S2): 162-166.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
以10MW球床式高温气冷堆(HTR-10)实际运行数据为基础,利用高温气冷堆物理分析程序VSOP,对HTR-10的实际过渡过程进行模拟计算。模拟的思路是精确跟踪堆芯的功率历史和燃料装卸历史;描述不同时刻堆芯内物质组成的空间分布;确定燃料循环的详细模拟方案;根据控制棒位置历史加入适当的等效控制毒物;根据实际的热工水力学初始条件做热工反馈计算。

热中子在⁶LiD中转换为14MeV中子的有效产额分析

罗勇, 叶滨, 李全伟, 彭凤

2010, 31(S2): 167-170.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
简述热中子转换为14MeV中子的原理。建立了由一个热中子转换为可利用的14MeV中子的有效产额的计算分析模型。计算出热中子被6Li吸收的概率、氚核T在⁶LiD中未泄漏的概率;给出了氚核T和氘核D发生聚变反应以及氚核T与6Li发生聚变反应的截面及其14MeV中子的产额随⁶LiD厚度变化的曲线。结果表明:当⁶LiD材料的厚度在0～0.5 mm范围内时,14MeV中子的有效产额随⁶LiD厚度近似直线增大,然后随⁶LiD厚度缓慢增加逐渐趋于一个稳定值;当⁶LiD材料的厚度分别为0.7、1.0 mm时,一个热中子转换为14MeV中子的可利用的有效产额分别为3.18×10^-4和3.53×10^-4。

光子电子能量沉积的快速MC模拟方法

邱有恒, 应阳君, 王敏, 陈行良

2010, 31(S2): 171-174.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
蒙特卡罗程序(MCNP)采用*F8统计光子电子能量沉积。针对*F8计算效率低、设置截断能大小未知的特点,给出了一种新的光子电子能量沉积统计方法以及加速计算技巧。新方法的基本思想是在电子随机游动过程中每一步,根据电子所在位置、能量判断剩余能量电子能否逃出该网格,如果不能,就截断电子并将剩余能量全部沉积在该网格内。与MCNP程序中的光子电子能量沉积模拟方法相比,新方法自动截断电子,无需人为干预,使用方便,计算效率与精度兼顾更好。

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2010年第31卷第S2期

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