摘要：本研究旨在探讨通过蒙特卡罗(MC)方法计算多次碰撞源分布,以减轻离散纵标(SN)方法中的射线效应,尤其是在处理包含局部源、低密度或真空区域的模型时。采用MC方法计算多次碰撞源分布,并利用Kobayashi基准题对多次碰撞源和首次碰撞源的射线效应减弱方法进行了初步验证和分析。通过混合并行技术(消息传递接口MPI+开放式多处理器OpenMP)提高计算效率,减少负载不平衡问题。研究表明,MC多次碰撞源方法在抑制SN方法中局部源问题的射线效应方面表现优异,能够显著减少计算中的非物理震荡,提高计算精度。当碰撞次数达到3次以上时,计算偏差降低至10%以下。此外,采用混合并行技术后,120个线程的并行计算效率达到80%以上。尽管在计算时间上略有不足,该方法在处理复杂几何和物理条件下展现了较大的潜力,是一种有前景的射线效应减弱方法。

摘要：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。

摘要：源展开中子输运离散纵标法是将微分形式的离散纵标方程的解表示为多项式形式的特解和指数函数形式的通解之和,并通过入射角中子通量边界条件确定通解的系数,而特解则通过源项展开系数直接得到,最后构造源迭代完成六角形中子输运方程的求解;离散纵标方法一般收敛较慢,可以通过常用的粗网有限差分对求解过程进行加速。数值结果表明:本征值和功率分布计算结果与参考解符合良好,对于参考问题粗网有限差分加速比能达得20多倍。

摘要：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。

摘要：蒙特卡罗方法(MC)和离散纵标方法(SN)是辐射屏蔽设计常用的两种计算方法。蒙特卡罗方法可以精确描述复杂模型,但对于深穿透问题计算耗时;离散纵标方法计算速度较快,但在几何描述方面存在限制,多维计算还存在射线效应。单一的MC或SN方法在大型复杂核装置屏蔽计算中都存在一定限制。为了有效解决大型复杂核设施屏蔽计算问题,本文研究了蒙特卡罗-离散纵标双向耦合方法,通过自主开发的接口程序实现MC粒子概率分布与SN角通量密度之间的相互转换,实现蒙特卡罗和离散纵标方法的耦合计算,充分发挥两种方法的优势。本文进行了直角坐标系和圆柱坐标系下的测试验证,耦合程序计算结果与MCNP、TORT结果吻合良好,初步证明了蒙特卡罗-离散纵标双向耦合程序的正确性。

摘要：针对现存的大部分点核积分程序在屏蔽计算中存在的明显缺陷,即在面对较大源和多层屏蔽组合的计算过程中会产生数量级级别的误差。本研究在点核积分计算中引入离散纵标方法,并研究TORT与QADS两个程序的特点,编写了接口程序,实现两者的耦合计算,解决了传统点核积分程序中源离散计算精度差、缺乏斜角分解技术等问题,并设计简单的几何模型针对该方法进行可行性研究。结果显示,在计算深穿透问题时,离散纵标-点核积分耦合方法极大提高了计算精度,能够在辐射屏蔽计算实践中提供相对于所涉及方法更优的结果。

摘要：利用离散纵标(SN)方法离散SN一阶多群中子输运方程,建立了基于剖分单元的有限元离散与非结构网格扫描方法相结合的求解模型。针对给定的三角形单元应用Galerkin变分,获得线性方程组,通过引入定解条件,求解线性代数方程组,获得该三角形单元所有节点上的角通量,然后对其他三角形单元进行扫描,从而解出所有节点处中子通量密度。根据上述理论模型,编制了相应的计算程序FEGT,对一系列例题进行校验的数值结果表明,该程序的计算精度满足要求。

摘要：屏蔽计算是反应堆设计的重要环节之一,其计算结果直接影响核系统的寿命以及周边环境的辐射安全。JSNT是由中物院高性能数值模拟软件中心自主研发的三维离散纵标(S_N)中子/光子输运程序,采用区域分解实现大规模并行,具有较高的计算精度和计算效率。本文利用JSNT对HBR-2装置进行屏蔽计算,分析了辐照监督管处和中子剂量测量仪处的中子通量密度分布以及6个核素的放射性比活度,并与实验测量值进行了比较,发现网格划分对计算结果有较大影响,随着网格的加密,计算结果趋于实验值;除在中子剂量测量仪处的^(237)Np(n,f)^(137)Cs和^(238)U(n,f)^( 137)Cs外,计算结果与测量值的相对偏差均小于20%,满足工程要求。

摘要：为了满足水-水高能反应堆(VVER)或快堆屏蔽计算需求,编写了离散坐标(SN)和蒙特卡罗(MC)六角形组件源项计算程序,并且在VVER堆型上进行了验证。数值结果表明,对于吊篮内表面到压力容器外表面径向的三群中子和光子注量率分布,SN和MC计算得到的大部分中子和光子计算偏差小于30%,证明理论模型和程序是正确的,可以用于VVER或快堆的屏蔽计算。

摘要：为准确计算反应堆内燃耗问题,建立了基于二维离散纵标法及BATEMAN燃耗方法的输运燃耗耦合计算方法,并开发相应的计算程序。基于ENDF/B-Ⅶ评价库开发了175群中子和42群光子截面数据库MUSE-F1.0,采用OECD/NEA发布的MOX燃料快堆基准题对耦合计算方法及程序系统进行验证计算。结果表明,耦合计算程序结果与基准题吻合良好,误差在8%以内,初步验证了耦合计算程序在快堆嬗变工程应用中的可行性。