摘要：中国聚变工程实验堆(CFETR)是我国自主设计和研制的重大科学工程,CFETR旨在与ITER相衔接和补充,为研制DEMO级别聚变堆电站提供必要的技术。蒙特卡罗方法在聚变中子学与屏蔽设计等方面具有重要作用。本文基于自主化蒙特卡罗程序cosRMC,研究了蒙特卡罗复杂曲面建模的数学模型和计算方法,开发了复杂曲面建模功能,并通过PPCS(power plant conceptual study)模型验证了该功能实现的正确性。然后构建了CFETR的三维精细化模型,并利用该模型对CFETR包层设计中的关键中子学参数进行计算分析。结果表明,cosRMC对中子学参数氚增殖比、中子壁载荷和核热沉积的计算结果与MCNP的计算值吻合良好,相对偏差均小于5%,满足工程设计需求。研究证明了cosRMC应用于聚变堆包层中子学分析的正确性和有效性。CFETR中子学参数的计算分析,也为其设计和优化提供了参考。

摘要：采用蒙特卡罗方法对中心柱设计过程中的主要影响因素——低周疲劳进行可靠性评价,为中心柱包覆层设计提供设计依据和可靠性支撑。使用ANSYS软件对中心柱进行热分析和结构分析,利用ASME规范对其累积疲劳损伤进行评价,采用拉丁超立方抽样方法对其进行可靠性计算。计算结果表明:中心柱低周疲劳可靠度为0.808,在2.5%的显著水平下中心柱低周疲劳破坏的敏感因素为紧急停堆次数、焊缝、中子辐照,建议在中心柱外侧增加包覆层。

摘要：针对缓冲包装防护结构的厚度不确定性问题,本文得到厚度的随机统计分布特性,并构造了缓冲包装防护结构的可靠度优化设计概率模型。探讨了传统可靠度指标方法在优化过程中出现收敛失败和数值奇异的原因,通过定义的主动集合策略对可靠度指标进行修正,提出了基于主动集合策略的可靠度优化设计方法,克服了传统可靠度指标方法方法的缺点。通过对包装系统跌落过程中的能量分析,建立了缓冲包装防护结构动态非线性本构关系的数学模型。并采用本文提出的ASS方法对概率模型进行数值求解,并通过蒙特卡罗方法(Monte-Carlo simulation,MCs)方法验证了最优解。本文的研究方法可为缓冲包装防护结构的设计提供一定的理论依据。

摘要：以开展能量响应平坦的真空康普顿探测器为目的,采用厚薄材料叠加补偿设计思想,使用蒙特卡罗方法,对真空康普顿探测器的灵敏度能量响应进行了优化设计。优化的探测器系统采用0.01,1.00mm厚Au叠加的发射极,3mm厚Fe前窗以及3mm挡铅。在40mm准直下,实现了在0.4～7.0MeVγ能区内,探测器本征灵敏度极值变化小于10.7%。该能量响应平坦性优于当前各种常见的γ探测器。

摘要：建立超热中子束孔道筛选的三维扩散模型，并用蒙特卡罗程序 MCNP/4B验证了热柱孔道是实现超热中子束的最佳孔道，还建立了硼中子俘获治疗 (BNCT)所需超热中子束的理论设计方法，对超热中子束过滤材料的特性进行了分析，提出了将西安脉冲堆热柱孔道改造成超热中子束孔道的 3种材料组合方案。

摘要：火箭和导弹等运载工具在飞行过程中涉及多种分离,分离过程出现问题会导致整个任务的失败。分离过程中分离体受到多种干扰因素和误差的影响,而靶场试验次数有限,无法得到多因素对分离过程的综合影响。设计了通用型的分离模型,建立包含多种力和干扰的分离载荷库,基于蒙特卡罗随机打靶技术,能够对多种分离过程进行打靶分析,得到多因素干扰的影响情况。对某导弹头罩分离过程进行了蒙特卡罗打靶仿真,得到了在多种偏差因素下分离体的运动范围。

摘要：为分析螺旋十字型燃料棒的中子物理及热工水力性能,使用基于计算机辅助设计(CAD)几何的反应堆蒙特卡罗程序RMC和商用计算流体力学(CFD)软件Fluent对螺旋十字型燃料棒进行数值模拟,并与传统圆柱型和无扭转十字型燃料棒进行对比。结果表明,螺旋十字型结构会略微降低反应性,增大径向功率峰因子;相较于圆柱型燃料棒,螺旋十字型燃料棒由于存在横向流动,能增强冷却剂交混,提升换热能力,在七棒束组件计算中,螺旋十字型燃料棒的平均温度和峰值温度都降低了约4 K。

摘要：为通用型蒙特卡罗粒子输运程序JMCT设计了抽样工具库,通过两种技术途径提供各分布的抽样。一是针对各种常见分布提供特定抽样子程序;二是提供一个通用型的抽样子程序,可以实现任意离散分布和任意一维有限区间上连续分布的自动抽样。在设计任意一维有限区间上连续分布的自动抽样工具时利用了部分开源代码,利用其功能提供给用户最大的方便性。对抽样工具库的检验表明,其可以正确、方便地实现各种输运模拟中常见分布的抽样。

摘要：有机工质堆芯因其特有的优势可用于移动核动力反应堆。本工作在以三联苯(C_(18)H_(14))为冷却剂和慢化剂的基础上,设计石墨慢化的有机工质反应堆(ONR)堆芯燃料组件,采用蒙特卡罗程序研究了石墨棒束对组件物理特性的影响,并分析了ONR组件的反应性控制特性。计算得到不同石墨棒数下ONR燃料组件中子能谱、每次裂变平均释放的能量、每次裂变释放的中子数、组件相对释放能量、k_(eff)、功率峰因子、冷却剂和石墨中能量沉积份额,以及可燃毒物和控制棒的微分价值。研究结果对ONR堆芯功率的设计和优化有一定的参考价值。

摘要：空间核反应堆电源将核裂变能转换为电能,与太阳能、化学燃料电池等其他形式的电源相比,具有电功率大、系统比功率高、使用寿命长等优点,在太空探索中具有广阔的应用前景。以高温气冷堆技术为基础,提出了以氦氙混合气体作冷却剂,直接布雷顿循环的空间核反应堆电源方案。核反应堆是采用包覆颗粒燃料的小型棱柱式高温气冷堆,热功率为5 MW。采用蒙特卡罗方法进行了中子物理分析。结果表明,设计的反应堆满足10a以上的满功率运行寿期,具有负的反应性温度系数。通过布置B4C安全棒,使反应堆在发射失败引起的堆芯进水事故中能保证次临界。