核反应堆物理课程设计
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二、反应堆几何结构............. . ...... ...... ...... ...... ...... ...... ................7
三、课程设计题目1:热态不同富集度的栅元计算........................10
1. 几何描述.................................................................................................................10 2. 材料描述.................................................................................................................10
当所要求解的问题是某种事件出现的概率,或者是某个随机变量 的期望值时,它们可以通过某种“试验”的方法,得到这种事件出现的 频率,或者这个随机变数的平均值,并用它们作为问题的解。这就是 蒙特卡罗方法的基本思想。蒙特卡罗方法通过抓住事物运动的几何数
3
核反应堆物理课程设计
量和几何特征,利用数学方法来加以模拟,即进行一种数字模拟实验。 它是以一个概率模型为基础,按照这个模型所描绘的过程,通过模拟 实验的结果,作为问题的近似解。可以把蒙特卡罗解题归结为三个主 要步骤:构造或描述概率过程;实现从已知概率分布抽样;建立各种 估计量。 蒙特卡罗解题三个主要步骤: 1) 构造或描述概率过程:
压力容器
核反应堆物理课程设计
2.4% 富 集
中子探 控制棒
度燃料元件 测管
图 5 堆芯组件 1/4 局部分布图
2.4% 富 集度燃 料元件 2.672% 富 集度燃料 元件 3.0% 富 集度燃 料元件
图 6 堆芯核心组件分布图
图 7 控制棒导向管 XOY 剖面图
控制棒 导向管
轻水
图 8 控制棒导向管 XOZ 剖面图
核反应堆物理课程设计
核反应堆物理课程设计
Nuclear Reactor Physics Project
MCNP 程序包应用于 压水堆栅元、组件、小堆芯的中子学计算
1
目录
核反应堆物理课程设计
一、Monte Carlo方法及MCNP程序包.................................... .......3
四、课程设计题目2:热态不同水铀比的栅元计算........................11
1. 几何描述.................................................................................................................11 2. 材料描述.................................................................................................................11
一、Monte Carlo方法及MCNP程序包
1. 蒙特卡罗方法 蒙特卡罗(Monte Carlo)方法,又称随机抽样或统计试验方法,
属于计算数学的一个分支,它是在本世纪四十年代中期为了适应当时 原子能事业的发展而发展起来的。传统的经验方法由于不能逼近真实 的物理过程,很难得到满意的结果,而蒙特卡罗方法由于能够真实地 模拟实际物理过程,故解决问题与实际非常符合,可以得到很圆满的 结果。 蒙特卡罗方法的基本原理及思想如下:
4
核反应堆物理课程设计
用数学递推公式产生。这样产生的序列,与真正的随机数序列不同, 所以称为伪随机数,或伪随机数序列。不过,经过多种统计检验表明, 它与真正的随机数,或随机数序列具有相近的性质,因此可把它作为 真正的随机数来使用。由已知分布随机抽样有各种方法,与从(0,1) 上均匀分布抽样不同,这些方法都是借助于随机序列来实现的,也就 是说,都是以产生随机数为前提的。由此可见,随机数是我们实现蒙 特卡罗模拟的基本工具。 3) 建立各种估计量:
0.9685918257
2
b.锆合金包壳材料:Sn(锡)1.5%,Fe(铁)0.2%,Cr(铬)0.1%,O(氧)0.1%,
2
核反应堆物理课程设计
本次校内实习与核反应堆物理分析课程和蒙特卡罗方法及应用 课程理论教学相续,强化计算流程意识和编程能力,为今后从事核工 程设计工作奠定基础。所有参加实习的学生必须独立完整完成一个课 题,完成程序编写、调试和计算,并对计算结果进行分析。上机地点: 科技楼 306 机房。同时在第二周五前上交课程设计报告。交报告地点: 信工楼 109,核工系办公室杨波桌上。实习成绩有以下三部分组成: 1、实习表现(20%);2、实习完成的质量与独立性、完整性、及时性 (30%);3、实习报告撰写质量(50%)。要求带《反应堆物理分析》、《蒙 特卡罗方法在实验和物理中的应用》两本教材。
锆合金包壳内径:8.6mm;
锆合金包壳外径:10mm;
2.材料描述:
a.燃料棒材料为UO2 ,在不同富集度下的原子密度比为:
原子密度比
U O2 富集度(%)
U235
U238
O16
1.8
0.0182339772
0.9817660228
2
2.4
0.0243138323
0.9756861677
2
3.1
0.0314081743
一般说来,构造了概率模型并能从中抽样后,即实现模拟实验后, 我们就要确定一个随机变量,作为所要求的问题的解,我们称它为无 偏估计。建立各种估计量,相当于对模拟实验的结果进行考察和登记, 从中得到问题的解。
蒙特卡罗方法与一般计算方法有很大区别,一般计算方法对于解 决多维或因素复杂的问题非常困难,而蒙特卡罗方法对于解决这方面 的问题却比较简单。其特点如下: 1) 直接追踪粒子,物理思路清晰,易于理解。 2) 采用随机抽样的方法,较真切的模拟粒子输运的过程,反映了 统计涨落的规律。 3) 不受系统多维、多因素等复杂性的限制,是解决复杂系统粒子 输运问题的好方法。 4) MC程序结构清晰简单。 5) 研究人员采用MC方法编写程序来解决粒子输运问题,比较容
五、课程设计题目3:热态不同硼浓度的栅元计算........................12
1. 几何描述.................................................................................................................12 2. 材料描述.................................................................................................................12
1. 蒙特卡罗方法...........................................................................................................3 2. MCNP程序包............................................................................................................6
MCNP 是一个通用的Monte Carlo 粒子输运程序。可用于中子、 光子、电子,或耦合中子、光子、电子输运。可以计算临界系统的特 征值。该程序可以处理材料的任意三维构型,栅元的边界可以是一阶 和二阶曲面以及四阶椭圆环面。使用逐点的截面数据。对于中子,可 以计算指定的截面库中的所有的反应。热中子由自由气体和S 两种模 型描述。对于光子,考虑了相干和非相干散射,光电子吸收后的荧光 发射,正负电子对湮灭辐射,以及轫致辐射。对于电子,使用连续的 “slowing down”模型,包括正电子、kx 射线、轫致辐射,但不考虑外 部或自身的感应场。MCNP 可以使用强大的通用源、临界源和曲面
对于本身就具有随机性质的问题,如粒子输运问题,主要是正确 描述和模拟这个概率过程,对于本来不是随机性质的确定性问题,比 如计算定积分,就必须事先构造一个人为的概率过程,它的某些参量 正好是所要求问题的解。即要将不具有随机性质的问题转化为随机性 质的问题。 2) 实现从已知概率分布抽样:
构造了概率模型以后,由于各种概率模型都可以看作是由各种各 样的概率分布构成的,因此产生已知概率分布的随机变量(或随机向 量),就成为实现蒙特卡罗方法模拟实验的基本手段,这也是蒙特卡 罗方法被称为随机抽样的原因。最简单、最基本、最重要的一个概率 分布是(0,1)上的均匀分布(或称矩形分布)。随机数就是具有这种均 匀分布的随机变量。随机数序列就是具有这种分布的总体的一个简单 子样,也就是一个具有这种分布的相互独立的随机变数序列。产生随 机数的问题,就是从这个分布的抽样问题。在计算机上,可以用物理 方法产生随机数,但价格昂贵,不能重复,使用不便。另一种方法是
6
核反应堆物理课程设计
源;可以为空间几何结构和输出数据作图;有丰富的方差衰减技术;
方便的记数结构;广泛的截面数据库。
二、反应堆几何结构
核反应堆由压力容器、堆芯、冷却剂等组成。堆芯具体参数见附表 1。利用 MCNP 绘图如下:
压力容器
堆芯燃料组件
堆芯燃料组件
压力容器 轻水
图 1 反应堆整体结构 Y0Z 平面视图
图 9 单个 2.4%燃料元件 XOY 剖面图
燃料块 轻水
燃料元 件包壳
图 10 单个 2.4%燃料元件 XOZ 面图
8
核反应堆物理课程设计
图 11 单个 2.672%燃料元件 XOY 图
燃料块
燃料元 件包壳 轻水
图 12 单个 2.672%燃料元件 XOZ 图
图 13 单个 3%燃料元件 XOY 图
燃料盖封盖 轻水
2.4% 富 集 度燃料元件
图 2 反应堆整体结构 X0Y 平面视图
2.4% 富 集 度燃料元件
3.0% 富 集度燃
2.672% 富 集度燃料 元件
控制棒
图 3 堆芯燃料分布结构 X0Z 平面视图
7
中子探 测管
2.672% 富 集度燃料 元件
图 4 堆芯组件局部分布 XOY 图
轻水
5
Hale Waihona Puke Baidu
核反应堆物理课程设计
易得到自己想得到的任意中间结果,应用灵活性强。 6) MC方法主要弱点是收敛速度较慢和误差的概率性质,其概率误差 正比于,如果单纯以增大抽样粒子个数N来减小误差,就要增加很大 的计算量。
近十年来,蒙特卡罗方法发展很快,从1983年到1988年期刊论文 数量增长了五倍,有几本好书是关于电子、光子的蒙特卡罗问题,蒙 特卡罗方法的代码被认为是黑匣子,它已成为计算数学中不可缺少的 组成部分,这主要是因为以下原因: 1) 传统的分析方法受到了问题复杂性的限制。 2) MC方法直观,对实验者很有吸引力。 3) 计算机变得更快更便宜。 4) 量子理论的发展为我们提供了辐射与物质相互作用的截面数据。 2. MCNP程序包
燃料块
燃料元 件包壳
轻水
图 14 单个 3%燃料元件 XOZ 图
9
核反应堆物理课程设计
三、课程设计题目1:热态不同富集度的栅 元计算
要求在反应堆物理临界计算MCNP平台上编写程序计算。具体参数可
查阅相关书籍。
1.几何描述:
栅元图形如上,具体的几何尺寸为:
栅距:13.3mm;
燃料棒外径:8.43 mm;
六、课程设计题目4:不同温度下的栅元计算................................12
参考文献......................... ........ ........................ ....... .............. ...................................13 附录1、2......................... .......... ........ .......... ........ ................. ......................... ..........13
三、课程设计题目1:热态不同富集度的栅元计算........................10
1. 几何描述.................................................................................................................10 2. 材料描述.................................................................................................................10
当所要求解的问题是某种事件出现的概率,或者是某个随机变量 的期望值时,它们可以通过某种“试验”的方法,得到这种事件出现的 频率,或者这个随机变数的平均值,并用它们作为问题的解。这就是 蒙特卡罗方法的基本思想。蒙特卡罗方法通过抓住事物运动的几何数
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核反应堆物理课程设计
量和几何特征,利用数学方法来加以模拟,即进行一种数字模拟实验。 它是以一个概率模型为基础,按照这个模型所描绘的过程,通过模拟 实验的结果,作为问题的近似解。可以把蒙特卡罗解题归结为三个主 要步骤:构造或描述概率过程;实现从已知概率分布抽样;建立各种 估计量。 蒙特卡罗解题三个主要步骤: 1) 构造或描述概率过程:
压力容器
核反应堆物理课程设计
2.4% 富 集
中子探 控制棒
度燃料元件 测管
图 5 堆芯组件 1/4 局部分布图
2.4% 富 集度燃 料元件 2.672% 富 集度燃料 元件 3.0% 富 集度燃 料元件
图 6 堆芯核心组件分布图
图 7 控制棒导向管 XOY 剖面图
控制棒 导向管
轻水
图 8 控制棒导向管 XOZ 剖面图
核反应堆物理课程设计
核反应堆物理课程设计
Nuclear Reactor Physics Project
MCNP 程序包应用于 压水堆栅元、组件、小堆芯的中子学计算
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目录
核反应堆物理课程设计
一、Monte Carlo方法及MCNP程序包.................................... .......3
四、课程设计题目2:热态不同水铀比的栅元计算........................11
1. 几何描述.................................................................................................................11 2. 材料描述.................................................................................................................11
一、Monte Carlo方法及MCNP程序包
1. 蒙特卡罗方法 蒙特卡罗(Monte Carlo)方法,又称随机抽样或统计试验方法,
属于计算数学的一个分支,它是在本世纪四十年代中期为了适应当时 原子能事业的发展而发展起来的。传统的经验方法由于不能逼近真实 的物理过程,很难得到满意的结果,而蒙特卡罗方法由于能够真实地 模拟实际物理过程,故解决问题与实际非常符合,可以得到很圆满的 结果。 蒙特卡罗方法的基本原理及思想如下:
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核反应堆物理课程设计
用数学递推公式产生。这样产生的序列,与真正的随机数序列不同, 所以称为伪随机数,或伪随机数序列。不过,经过多种统计检验表明, 它与真正的随机数,或随机数序列具有相近的性质,因此可把它作为 真正的随机数来使用。由已知分布随机抽样有各种方法,与从(0,1) 上均匀分布抽样不同,这些方法都是借助于随机序列来实现的,也就 是说,都是以产生随机数为前提的。由此可见,随机数是我们实现蒙 特卡罗模拟的基本工具。 3) 建立各种估计量:
0.9685918257
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b.锆合金包壳材料:Sn(锡)1.5%,Fe(铁)0.2%,Cr(铬)0.1%,O(氧)0.1%,
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核反应堆物理课程设计
本次校内实习与核反应堆物理分析课程和蒙特卡罗方法及应用 课程理论教学相续,强化计算流程意识和编程能力,为今后从事核工 程设计工作奠定基础。所有参加实习的学生必须独立完整完成一个课 题,完成程序编写、调试和计算,并对计算结果进行分析。上机地点: 科技楼 306 机房。同时在第二周五前上交课程设计报告。交报告地点: 信工楼 109,核工系办公室杨波桌上。实习成绩有以下三部分组成: 1、实习表现(20%);2、实习完成的质量与独立性、完整性、及时性 (30%);3、实习报告撰写质量(50%)。要求带《反应堆物理分析》、《蒙 特卡罗方法在实验和物理中的应用》两本教材。
锆合金包壳内径:8.6mm;
锆合金包壳外径:10mm;
2.材料描述:
a.燃料棒材料为UO2 ,在不同富集度下的原子密度比为:
原子密度比
U O2 富集度(%)
U235
U238
O16
1.8
0.0182339772
0.9817660228
2
2.4
0.0243138323
0.9756861677
2
3.1
0.0314081743
一般说来,构造了概率模型并能从中抽样后,即实现模拟实验后, 我们就要确定一个随机变量,作为所要求的问题的解,我们称它为无 偏估计。建立各种估计量,相当于对模拟实验的结果进行考察和登记, 从中得到问题的解。
蒙特卡罗方法与一般计算方法有很大区别,一般计算方法对于解 决多维或因素复杂的问题非常困难,而蒙特卡罗方法对于解决这方面 的问题却比较简单。其特点如下: 1) 直接追踪粒子,物理思路清晰,易于理解。 2) 采用随机抽样的方法,较真切的模拟粒子输运的过程,反映了 统计涨落的规律。 3) 不受系统多维、多因素等复杂性的限制,是解决复杂系统粒子 输运问题的好方法。 4) MC程序结构清晰简单。 5) 研究人员采用MC方法编写程序来解决粒子输运问题,比较容
五、课程设计题目3:热态不同硼浓度的栅元计算........................12
1. 几何描述.................................................................................................................12 2. 材料描述.................................................................................................................12
1. 蒙特卡罗方法...........................................................................................................3 2. MCNP程序包............................................................................................................6
MCNP 是一个通用的Monte Carlo 粒子输运程序。可用于中子、 光子、电子,或耦合中子、光子、电子输运。可以计算临界系统的特 征值。该程序可以处理材料的任意三维构型,栅元的边界可以是一阶 和二阶曲面以及四阶椭圆环面。使用逐点的截面数据。对于中子,可 以计算指定的截面库中的所有的反应。热中子由自由气体和S 两种模 型描述。对于光子,考虑了相干和非相干散射,光电子吸收后的荧光 发射,正负电子对湮灭辐射,以及轫致辐射。对于电子,使用连续的 “slowing down”模型,包括正电子、kx 射线、轫致辐射,但不考虑外 部或自身的感应场。MCNP 可以使用强大的通用源、临界源和曲面
对于本身就具有随机性质的问题,如粒子输运问题,主要是正确 描述和模拟这个概率过程,对于本来不是随机性质的确定性问题,比 如计算定积分,就必须事先构造一个人为的概率过程,它的某些参量 正好是所要求问题的解。即要将不具有随机性质的问题转化为随机性 质的问题。 2) 实现从已知概率分布抽样:
构造了概率模型以后,由于各种概率模型都可以看作是由各种各 样的概率分布构成的,因此产生已知概率分布的随机变量(或随机向 量),就成为实现蒙特卡罗方法模拟实验的基本手段,这也是蒙特卡 罗方法被称为随机抽样的原因。最简单、最基本、最重要的一个概率 分布是(0,1)上的均匀分布(或称矩形分布)。随机数就是具有这种均 匀分布的随机变量。随机数序列就是具有这种分布的总体的一个简单 子样,也就是一个具有这种分布的相互独立的随机变数序列。产生随 机数的问题,就是从这个分布的抽样问题。在计算机上,可以用物理 方法产生随机数,但价格昂贵,不能重复,使用不便。另一种方法是
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核反应堆物理课程设计
源;可以为空间几何结构和输出数据作图;有丰富的方差衰减技术;
方便的记数结构;广泛的截面数据库。
二、反应堆几何结构
核反应堆由压力容器、堆芯、冷却剂等组成。堆芯具体参数见附表 1。利用 MCNP 绘图如下:
压力容器
堆芯燃料组件
堆芯燃料组件
压力容器 轻水
图 1 反应堆整体结构 Y0Z 平面视图
图 9 单个 2.4%燃料元件 XOY 剖面图
燃料块 轻水
燃料元 件包壳
图 10 单个 2.4%燃料元件 XOZ 面图
8
核反应堆物理课程设计
图 11 单个 2.672%燃料元件 XOY 图
燃料块
燃料元 件包壳 轻水
图 12 单个 2.672%燃料元件 XOZ 图
图 13 单个 3%燃料元件 XOY 图
燃料盖封盖 轻水
2.4% 富 集 度燃料元件
图 2 反应堆整体结构 X0Y 平面视图
2.4% 富 集 度燃料元件
3.0% 富 集度燃
2.672% 富 集度燃料 元件
控制棒
图 3 堆芯燃料分布结构 X0Z 平面视图
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中子探 测管
2.672% 富 集度燃料 元件
图 4 堆芯组件局部分布 XOY 图
轻水
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Hale Waihona Puke Baidu
核反应堆物理课程设计
易得到自己想得到的任意中间结果,应用灵活性强。 6) MC方法主要弱点是收敛速度较慢和误差的概率性质,其概率误差 正比于,如果单纯以增大抽样粒子个数N来减小误差,就要增加很大 的计算量。
近十年来,蒙特卡罗方法发展很快,从1983年到1988年期刊论文 数量增长了五倍,有几本好书是关于电子、光子的蒙特卡罗问题,蒙 特卡罗方法的代码被认为是黑匣子,它已成为计算数学中不可缺少的 组成部分,这主要是因为以下原因: 1) 传统的分析方法受到了问题复杂性的限制。 2) MC方法直观,对实验者很有吸引力。 3) 计算机变得更快更便宜。 4) 量子理论的发展为我们提供了辐射与物质相互作用的截面数据。 2. MCNP程序包
燃料块
燃料元 件包壳
轻水
图 14 单个 3%燃料元件 XOZ 图
9
核反应堆物理课程设计
三、课程设计题目1:热态不同富集度的栅 元计算
要求在反应堆物理临界计算MCNP平台上编写程序计算。具体参数可
查阅相关书籍。
1.几何描述:
栅元图形如上,具体的几何尺寸为:
栅距:13.3mm;
燃料棒外径:8.43 mm;
六、课程设计题目4:不同温度下的栅元计算................................12
参考文献......................... ........ ........................ ....... .............. ...................................13 附录1、2......................... .......... ........ .......... ........ ................. ......................... ..........13