温度相关核截面数据库在MCNP计算中的必要性研究

MCNP程序由于其几何模拟和核数据上的优越性,现在在反应堆的研究分析中已经得到较多应用。通过基准题的计算,定量地说明MCNP通过其自带的常温(294 K)下的核素截面数据库不能够对反应堆进行非常准确的计算(由于反应堆内各种材料/位置的温度不同),而且,它也不能够计算反应堆中与温度相关的量,如反应性温度系数。选用了一个带有不同温度下核素截面数据的MCNP输入格式的数据库,使用MCNP-4C对基准题进行了计算,发现计算结果与基准值符合得非常好。这说明通过使用不同温度下的核素截面数据库,MCNP可以准确计算温度系数和增殖系数等,从而说明在反应堆设计计算中制作不同温度下的核素截面库的必要性。

MCNP程序在反应堆可燃毒物控制棒计算中的应用

以秦山核电厂一期工程反应堆为例,运用基于蒙特卡罗方法的MCNP程序建立了模拟计算模型,构建出反应堆压力容器内堆芯组件成分及排布,利用MCNP程序中的KCODE卡计算了反应堆中可燃毒物棒数量和位置的变化对有效增值系数K_(off)值的影响。结果表明,在不考虑控制棒和化学补偿控制对反应堆K_(off)值影响的情况下,随着可燃毒物棒数量的增多,K_(off)值呈线性下降的趋势,当毒物棒的布局由密到疏时,K_(off)值由大变小,这与理论结果一致。

MCNP在计算硼酸质量分数影响反应堆有效增值系数K_(eff)值中的应用

运用蒙特卡罗方法中的MCNP程序建立秦山某核电站模拟计算模型,构建出反应堆压力容器及压力容器内堆芯组件成分及排布,利用KCODE卡计算反应堆中硼酸质量分数对有效增值系数Keff值的影响。计算结果表明:在不考虑控制棒和可燃毒物对反应堆有效增值系数Keff值影响的情况下,随着硼酸质量分数的增大,有效增值系数Keff值线性从1.33047降到1.02484,计算结果与实际值一致。

MCNP程序在核弹头核查中子探测技术研究中的应用

为合理设计基于核弹头泄漏中子被动测量核查方法的实验方案，根据假想核弹头模型，用MCNP程序计算了其泄漏中子能谱。结果表明，核材料自发裂变中子在透射出弹体后被慢化，大部分中子成为慢中子，能量小于0．5MeV。分析了这一结果对核武器现场核查中子探测技术的意义。

蒙特卡罗方法、核模拟程序MCNP及MCNP在核测井中的应用

主要介绍了蒙特卡罗方法的原理及应用,蒙特卡罗超级模拟程序 MCNP 及其 MCNP 在核测井中的应用,通过展示部分模拟测井的结果,揭示了 MCNP 在核测井数值模拟中的有效性和广泛用途。

WIMS-AECL与MCNP和MCBurn程序比较研究

用WIMS-AECL程序和MCNP-4B及MCBurn程序对一系列基准例题和先进CANDU堆全铀、含钍组件进行临界和燃耗计算。WIMS-AECL采用ENDF/B-V和ENDF/B-VI库分别计算。结果表明:对于基准例题,WIMS-AECL采用B-V和B-VI库都能得到比较理想的结果,B-V更好些。对于先进CANDU堆全铀组件和钍基先进核能系统组件,WIMS-AECL采用B-V核数据库结果较好。

基于MCNP程序的海洋核动力平台堆芯核设计校核计算研究

海洋核动力平台是小型核反应堆与船舶工程技术的有机结合,具有机动性好、一次性装料运行周期长、功率密度大、运行成本低、节能环保等特点。本文采用蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP),建立海洋核动力平台反应堆堆芯几何模型,计算该反应堆首循环初始装料冷态、常压下的堆芯反应性和控制棒价值,并与核设计计算结果进行对比。结果表明:MCNP程序适用于海洋核动力平台反应堆堆芯核设计校核计算,并可与核设计值互相验证。

MCNP在核医学方面的应用概况

随着计算机技术的快速发展,蒙特卡罗方法在核医学中的应用越来越广泛。概述了MCNP的基本信息,介绍了其发展情况。以MCNP5为基础,阐述了其在核医学方面应用,介绍了近年来MCNP医学物理几何数据库发展情况,同时对MCNP6的一些新特性进行了研究。

微型核反应堆冷却剂/慢化剂材料物理特性对比分析

通过数值分析手段,从中子物理角度对微型核反应堆(微维)常用的冷却剂/慢化剂材料进行了比较。以六边形结构设计堆芯、金属铍为反射层,采用MCNP软件建模计算了不同冷却剂/慢化剂下堆芯的临界特性、栅元轴向功率分布、堆芯径向功率分布、中子能谱、反应性控制等,比较了其中子物理特性。结果表明:在慢化剂与燃料的比值较小时,水慢化性能最佳,三联苯的过慢化特性不明显,氢化锆的慢化能力为三者最低。三种工质满足最基本的安全性要求,但是水作为高富集度微堆燃料的冷却剂不适合。

核电站操作与辐射剂量的虚拟现实仿真研究

通过对国内外虚拟现实技术在核辐射防护领域的应用现状的调研,开发了关于压水堆(PWR)相关操作和核辐射剂量的VRP(Virtual Reality Platform)虚拟现实应用。主要内容包括虚拟场景建模主程序3DSMAX、辐射剂量计算程序MCNPX及虚拟现实平台软件VRP三部分。结合大亚湾核电站的相关数据,在3DSMAX中构建了核电站厂房的三维场景,并对相关模型精细建模,成功建立了符合应用要求的原型系统;采用国内外先进的MCNPX辐射剂量计算软件以及中国成年男女人体模型,对人体在虚拟场景中受到的辐射剂量进行了精确的计算。并结合目前常用的插值算法的特点和三维场景布局特点,提出了一种符合场景要求的辐射剂量插值算法,成功实现了辐射剂量的动态获取;采用国内自主开发的虚拟现实平台软件VRP,实现了三维场景中辐射剂量的动态显示,完成了与辐射剂量计算软件的对接;并构建了三维模型的互动操作的演示,成功构建了关于核电站操作与辐射剂量的虚拟现实仿真系统。该应用对核电厂新员工培训以及降低核电厂工作人员辐射剂量有一定的指导意义。

启明星Ⅱ快中子能谱区裂变率分布研究

使用MCNP程序对启明星Ⅱ进行了裂变率分布的详细计算分析。根据理论计算的分布规律,优化了实验测量裂变率分布方案,合理布局了探测器位置。用固体核径迹探测器开展了启明星Ⅱ快中子能谱区裂变率分布的实验测量研究,确定了快中子能谱区的裂变率分布。测量结果显示:快中子能谱区裂变率分布与理论计算结果基本符合。测量结果对ADS次临界反应堆确定堆芯裂变功率提供了数据参考。

SPRR-300反应堆混凝土屏蔽层内中子注量率分布研究

采用MCNP程序与ANISN程序结合的计算方案获取了SPRR-300反应堆混凝土屏蔽层内的中子注量率分布情况,同时采用固体核径迹探测器测量了混凝土屏蔽层外低水平中子注量率,两者吻合较好,说明了计算结果的可信性。上述结果为反应堆退役工作提供了放射性源项的计算依据。

SNRE堆芯物理计算分析

采用蒙特卡罗方法的MCNP程序对小型核火箭发动机(SNRE)的堆芯建立了5个不同精细程度的计算模型,并对其有效增殖因子、转鼓价值和功率分布进行了计算。模型分析结果表明:元件均匀化处理可以满足一般的反应性计算,而要得到元件内部功率分布则必须采用精细描述元件的模型。参数计算结果表明:SNRE堆芯基本物理特性合理,转鼓控制价值足够,功率分布均匀合理,满足设计要求。

核燃料中添加锕系元素对反应堆的影响

文章的主要目的是研究核燃料中添加MA后对不同堆型的影响以及各种堆型嬗变MA的可行性。本文采用MCNP4C程序进行模拟,结果显示核燃料中添加MA后对不同的堆型产生不同程度的影响,相对于快堆而言,热堆的反应性、中子通量以及中子能谱受MA的影响很大。研究表明快堆和高通量热中子堆在嬗变MA核素方面具有很高的研究价值。

大亚湾核电站周围海域水生生物人工放射性核素辐射剂量率的蒙特卡罗计算

为了定量研究核电站液态流出物对水生生物的辐射,建立了核电站周围海域水生生物辐射剂量模型,用MCNP程序对大亚湾11种辐射参考生物的人工核素辐射剂量率进行了计算.生物体建模时采用2个椭球体模型,分别模拟全身和器官团.选取了对生物影响最大的9种人工核素作为源项逐一模拟.最后以137Cs、90Sr、110mAg三种核素为例,根据其海水中的比活度计算出生物的吸收剂量率.结果表明在正常工况下大亚湾水生生物受到的辐射剂量是安全的,而且生物浓缩核素的内照射贡献了98%以上的辐射剂量.即使是在非正常工况下,海水中放射性核素含量升高,但只要比活度尚未超过海水水质标准的比活度限值,水生生物受到的剂量(最大剂量约3.420 mGy/a)仍然是安全的.本研究结果可用于评价核电站对海域生态环境的影响,以及水生物种的辐射防护工作.

基于白光中子源的核石墨硼当量测量

核材料中热中子吸收截面高的杂质会引起堆芯反应性的变化,一般用硼当量表示这些杂质对热中子的吸收,硼当量是衡量核材料纯度的重要指标之一。热中子宏观吸收截面法是硼当量测量的方法之一,测量时采用同位素中子源则精度低,而白光中子源产生的中子强度高、方向性好,且可慢化为热谱,能有效提高硼当量测量精度。本文基于15 MeV电子加速器驱动的白光中子源开展核石墨硼当量测量的研究,利用蒙特卡罗模拟并优化实验方案,对实验数据进行检验与修正,建立核石墨硼当量测量定量分析方法。该方法能快速、准确检测核材料的硼当量,对反应堆的物理设计、安全性评估等具有重要意义。

日本福岛第一核电厂注水作业工作人员的剂量计算

根据日本政府核事故应急指挥部公布的数据,对参与日本福岛第一核电厂乏燃料水池注水作业工作人员分别受圆柱形、链形、锥形、扇形、漫烟形、屋脊形6种典型烟羽模型照射的吸收剂量率进行了计算。结果表明:身着含铅防护服工作人员受圆柱形和漫烟形烟羽照射的吸收剂量率分别为最小值0.14×102μGy/h和最大值5.35×102μGy/h;在同种放射性烟羽模型照射下,工作人员身着含铅防护服时吸收剂量率值小于未着气衣时值。计算结果将为核事故应急受照工作人员的剂量评估和医学治疗提供参考。

西安脉冲堆^(127)I嬗变计算方法与实验验证

为了开展129I的热中子嬗变的研究,在西安脉冲堆上开展了127I靶件辐照实验。以探索实验条件,对127I靶件的嬗变率进行了蒙特卡罗计算,并与实验测量值进行了比对。利用NJOY程序,以ENDF/BVII.0库为基础,制作了127I在西安脉冲堆堆芯辐照温度下的MCNP格式截面库,与MCNP自带库(ENDF/BVI.2)同温度下截面库进行了比较,在不可分辨共振区做了改进,使用新制的截面库,利用MCNP程序对ORI-GEN2数据库中的127I辐射俘获截面进行了修正,结合ORIGEN2程序分析了127I靶件在西安脉冲堆实际辐照后的嬗变率和核素的变化,研究了中子能谱和辐照时间对靶件嬗变计算的影响。使用MCNPX自带的燃耗模块CINDER’90对127I靶件的嬗变情况进行模拟,结果与ORIGEN2基本一致,与实验数值有2%～3%的偏差,主要原因是MCNP计算中子通量密度存在误差。

单能窄束γ射线法检测U_3Si_2-Al燃料元件U_3Si_2均匀性

为进一步提高U3Si2-Al燃料元件U3Si2均匀性检测结果的可靠性,文章建立了一种检测U3Si2-Al燃料元件U3Si2均匀性的"单能窄束γ射线法"。该方法利用γ谱仪测量241Am的59.5 ke Vγ射线穿透燃料元件前后的透射强度,再根据物质的γ射线吸收公式和单次测量区域内U3Si2、Al总体积恒定的特性建立方程组,求解方程组得出U3Si2、Al各自的体积百分数进而得出分布均匀性。文章利用MCNP法和实测法对该检测方法进行了验证,结果表明:该方法具有工程可行性且实验检测相对精度达到3.99%。该方法为燃料元件燃料均匀性检测提供了一种新思路。

核活化法反应计算中的蒙特卡罗模拟

用MCNP／4B程序,对核活化法反应计算中的截断能量、通量计数方式、数据库、阈探测器之间的扰动等因素的影响作了分析。截断能量可选为有效反应阈能,不影响计算结果,但可减少计算时间。栅元通量计数方式稳定可靠,效率高,计算值略高。不同的数据库的计算结果可能有些差别。阈探测器之间的扰动对计算结果的影响很小。