附录二全文模板

1、附录二：全文模板中文题目题目为二号，黑体，加粗；页边距为上2.5cm，下2cm，左2.54cm，右2.54cm。正文五号，宋体+新罗马；1.5倍行距；图表为小五号，宋体+新罗马作 者11，作者21,2，作者31，作者41,2(1. 中国原子能科学研究院，北京 102413；2. 中国工程物理研究院，四川 绵阳 621900)摘要：（摘要应为独立的小短文,以第三人称撰写,避免使用"本文"、"作者"等词汇。摘要中应介绍工作目的、方法、结果和最终结论（四要素缺一不可），特别注意所述内容均应包含在正文中。在执行上述原则时，在有些情况下，摘要可包括研究工作的主要对

2、象和范围，以及具有情报价值的其它重要的信息。不应有引言中出现的内容，也不要对论文内容作诠释和评论，不得简单重复题名中已有的信息；不用非国家标准的符号和术语，不用引文，除非该论文证实或否定了他人已发表的论文；缩略语、略称、代号,在首次出现时必须加以说明；不用图、表、化学结构。中文摘要需250300字）关键词：关键词1；关键词2；关键词3；关键词4 (38个)中图分类号：需填写 文献标志码：A 文章编号： Title in English四号，加粗；(与中文题名含义一致，每个实词的第1个字母大写)Author11，Author21，2，Author31，Author41，2 (1. China I

3、nstitute of Atomic Energy, Beijing 102413, China;2. China Academy of Engineering Physics, Mianyang 621900, China)Abstract：Content of abstract(英文摘要应符合英文语法，句型力求简单,英文摘要应与中文摘要一致).Key words：Key word1; Key word2; Key word3; Key word4(中、英文关键词一一对应，关键词首字母小写)正文(以1.5倍行距、宋体、五号字单面打印在A4纸上，稿件还应标注页码以利于编辑和修改。正文各部分应简

4、洁明了。层次标题一律用阿拉伯数字连续编号；不同层次的数字之间用小圆点相隔，末位数字不加标点符号，如“1”，“1.1”等)1 一级标题1.1 二级标题1.1.1 三级标题（图中文字均为中文，物理量用量符号表示，单位为法定计量单位）a图注1；b图注2(图注为中文)图1 中文图题Fig. 1 Figure title in English . 表1 中文表题（表为三线表）Table 1 Table title in English料径/mm百分比/0.50.450.450.251.4114.37参考文献小五号，宋体+新罗马：1 黄彦平，单建强，陈炳德，等. 人工神经网络在圆管临界热流密度数据分析中的

5、应用研究J. 核科学与工程，2003，23（1）：45-51. HUANG Yanping, SHAN Jianqing, CHEN Bingde，et al. Application study of artificial neural nestwork in tube critical heat flux data analysisJ. Nuclear Science and Engineering, 2003，23（1）：45-51（in Chinese）.2 焦李成. 神经网络系统理论M. 西安: 西安电子科技大学出版社，1999: 125-186. 3 MOON S K, BAEK

6、W P, CHANG S H. Parametric trends analysis of the critical heat flux based on artificial neural networks J. Nuclear Engineering and Design，1996，163(1)：29-49. 参考文献著录格式见网站。注意事项：1. 对投稿论文的详细要求请参阅原子能科学技术征稿简则。全文范例：超级蒙特卡罗计算软件SuperMC2.0中子输运计算校验孙光耀1*，宋 婧1，郑华庆1，陈珍平1，郝丽娟1，龙鹏程1，胡丽琴1，吴宜灿1，FDS团队(1.中国科学院核能安全技术研究所，

7、安徽 合肥 230031)摘要：超级蒙特卡罗计算软件SuperMC是FDS团队开发的以蒙特卡罗方法为主的辐射输运计算软件。本文采用系列临界安全实验例题、中子积分泄漏率实验例题以及IAEA-ADS例题等对其中子输运计算功能进行了测试校验，并将SuperMC2.0计算结果与MCNP计算结果及实验值进行了比较。结果显示，采用SuperMC2.0软件计算结果与MCNP计算结果及实验值吻合良好，初步证明了SuperMC2.0中子输运计算的正确性。关键词：蒙特卡罗；中子输运；测试校验中图分类号：TL37 文献标志码：A 文章编号： 1000-6931(2013) S1-0520-06 Benchmark

8、of Neutron Transport Simulation Capability of Super Monte Carlo Calculation Program SuperMC2.0SUN Guang-yao1*, SONG Jing1, ZHENG Hua-qing1, CHEN Zhen-ping1, HAO Li-juan1, LONG Peng-cheng1, HU Li-qin1, WU Yi-can1, FDS Team (1. Institute of Nuclear Energy Safety Technology, Chinese Academy of Sciences

9、, Hefei of Anhui Prov. 230031, China)Abstract：Super Monte Carlo Calculation Program for Nuclear and Radiation Process (SuperMC), developed by FDS Team, is a Monte Carlo method based radiation transport code. Automatic modeling and visualized analysis are supported for SuperMC. SuperMC2.0 can perform

10、 neutron, photon and neutron-photon coupled transport. A series of testing samples, such as critical safety, neutron integral leakage benchmarks and IAEA-ADS, were used to verify the neutron transport simulation of SuperMC2.0. The results of SuperMC were in accordance with the results of MCNP and ex

11、periments. The correctness of neutron transport in SuperMC2.0 was preliminarily verified.Key words：Monte Carlo; neutron transport; benchmark中子通量和有效增殖因子（keff）是反应堆物理分析和反应堆工程设计中两个最基本的物理量，可通过中子输运方程求解，求解方法一般有蒙特卡罗（蒙卡）1-3和确定论两种。其中蒙特卡罗方法在处理复杂几何、复杂能谱以及精确性等方面有明显优势，但存在收敛速度慢的缺点。先进核能系统如聚变堆4、聚变驱动次临界堆5和加速器驱动次临界系统（

12、ADS）6等相对于当前商业裂变堆具有几何结构复杂、中子能谱跨度大、各向异性强等特点，传统的堆芯物理设计程序难以满足先进核反应堆的设计要求。FDS团队在核分析软件方面已做了大量深入的研究，并构建了大型集成中子学计算分析系统VisualBUS7-15。在VisualBUS的框架下，基于蒙特卡罗等方法和先进计算机技术，FDS团队自主研发了超级蒙特卡罗计算软件SuperMC，其目标是实现基于蒙特卡罗方法并耦合确定论方法的辐射输运、同位素燃耗、材料活化、辐射剂量计算，热工水力学、燃料性能、结构力学等多物理反馈计算，并具有系统化的自动计算建模和可视化分析功能。目前，SuperMC2.0的中子、光子及中子/

13、光子耦合输运模拟功能的研发工作已完成，本文拟基于系列基准例题对SuperMC2.0中子输运计算进行测试校验，以验证其正确性。1 SuperMC2.0简介SuperMC2.0支持中子、光子及中子/光子耦合输运模拟，使用自由气体和S（，）耦合模型进行热中子散射效应处理，并使用概率表进行非可分辨共振修正。统计的物理量包括通量密度、keff、面积分流量、能量沉积、裂变能量沉积等。采用实体组合几何（CSG）的方式描述几何、乘同余法与裴波纳契法组合法产生随机数16；采用消息传递接口技术（Message Passing Interface，MPI）实现并行。输运计算中使用的连续能量截面数据由混合评价数据库H

14、ENDL13-14提供。同时，SuperMC2.0支持CAD模型到计算模型的自动转换，支持直接对计算结果进行耦合几何的多维可视化分析。2 中子输运测试校验2.1 国际临界安全基准实验例题实验例题来源于经济合作与发展组织（OECD）2006年9月颁布的国际临界安全基准评价实验手册17，本次测试共选取了6道临界例题，包含快谱例题，以及233U、235U、239Pu等常用裂变核素。选取的例题名称及简要描述列于表1。2.1.1 测试结果及分析表2给出了6道例题的测试结果。由表1可见，SuperMC2.0计算得到的keff计算结果与MCNP计算结果的最大相对偏差为0.012%，测试例题为u3mf2 ca

15、se1，其它例题SuperMC2.0计算结果与MCNP计算结果偏差均在0.01%以内，同时SuperMC2.0计算结果与实验值差别也均在0.2%以内。以上结果表明，SuperMC2.0计算结果与MCNP计算结果及实验值吻合较好。表1 国际临界安全基准实验例题列表Table 1 List of International Criticality Safe Benchmark Experiments例题名称例题描述U233-MET-FAST-001 (u3mf1)U233金属裸球临界测试U233-MET-FAST-002 case1 (u3mf2)高浓缩铀包裹的U233基准临界球测试HEU-MET

16、-FAST-001 (hmf1)U235裸球临界测试PU-MET-FAST-001 (pmf1)Pu239裸球临界实验例题PU-MET-FAST-035 (pmf35)铅反射层Pu239临界球实验例题SPEC-MET-FAST-008 case1 (smf8)高浓缩铀半球反射层的Np237球临界实验例题表2 国际临界安全基准实验例题计算结果Table 2 Results of International Criticality Safe Benchmark Experiments例题名称测试结果实验值keff（HENDL3.0）SuperMC2.0与实验值的相对偏差/%SuperMC2.0与M

17、CNP计算结果的相对偏差/%MCNPSuperMCu3mf11.000（100）0.99937（19）0.99937（19）-0.0630u3mf2 case11.000（100）0.99898（18）0.99886（18）-0.1140.012hmf11.000（100）1.00015（20）1.00015（20）0.0150pmf11.000（200）0.99981（24）0.99981（24）-0.0190pmf351.000（160）0.99883（69）0.99877（65）-0.123-0.006smf8 case11.0026（10）1.00407（67）1.00412（69）0

18、.1520.005注：括号中数字为标准差，单位为pcm2.2 中子积分泄漏率实验例题2.2.1 例题描述实验例题来源于俄罗斯物理与动力工程研究所（IPPE, Institute of physics & power engineering）和日本大阪大学（Osaka University）进行的一系列球壳中子积分泄漏率实验18，实验均以14 MeV各向同性中子作为辐照源。使用SuperMC对Be、Al、Si等14道例题进行中子积分泄漏率计算，并将计算结果与MCNP计算结果及实验值进行比较。例题描述及测试结果列于表3。2.2.2 测试结果及分析表3显示，SuperMC2.0计算结果与MC

19、NP计算结果（使用相同数据库HENDL3.0）的最大相对偏差为0.029%；SuperMC2.0计算结果与实验值相比最大相对偏差为19.62%（例题Ti），MCNP使用HENDL3.0计算结果与实验值相比最大偏差为19.60%，MCNP使用自带数据库（ENDF6.1）计算结果与实验值相比最大偏差为18.5%（例题Ti）。以上结果表明，SuperMC2.0计算结果与实验值的偏差、MCNP计算结果（HENDL3.0及ENDF6.1）与实验值的偏差在同一范围内，同时SuperMC2.0计算结果与MCNP计算结果（使用相同数据库HENDL3.0）符合很好。表3 中子积分泄漏率实验例题描述及计算结果Ta

20、ble 3 Description and Results of Neutron Integral Leakage Benchmark Experiments例题名称例题描述计算结果内半径/cm外半径/cm核素及核子密度实验值（1/sn）积分泄漏率相对偏差（HENDL3.0）/%HENDL3.0ENDF6.1SuperMC与实验值SuperMC与MCNPMCNPSuperMCMCNPBe5.717.35Be9 1.2295×1011.2601.325701.325801.323255.2220.003Al10.219.75Al27 2.7230×1020.9420.9463

21、40.946270.946990.4530.008Si10.030.0Sinat 2.7661×1020.7930.796050.795990.823770.3770.008Ti10.219.75Tinat 1.9362×1020.8741.045301.045501.0356919.620.015Vnat1.512.0Vnat 7.1996×1021.1101.203501.203501.150188.4230.000Cr10.219.75Crnat 4.3086×1021.0201.043801.043701.041832.3240.011Fe2.0

22、4.5Fenat 8.3766×102 Cnat 1.8484×1041.0101.036901.037101.034642.6830.023Co10.219.75Co59 1.9825×1021.3201.093801.093901.09322-17.130.006Cu2.530.0Cunat 5.9042×1020.8980.951570.951330.953685.9390.025Zr2.530.0Zrnat 1.8749×1021.1001.275101.275201.3008615.930.012Nb2.513.7Nb93 2.842

23、8×1021.1001.300301.300701.3009718.250.025Mo2.530.0Monat 1.3496×1021.3701.252801.253001.36740-8.5400.022W10.219.75Want 1.4511×1021.3501.213301.21360-10.100.029Pb4.512Pbnat 3.3133×1021.2801.325101.325403.5470.0242.3 IAEA-ADS例题2.3.1 例题描述为研究ADS中子学计算方法和相应的核数据库，国际原子能机构提出了一个ADS合作研究计划（CR

24、P），俄罗斯、法国、瑞典等许多国家参加了这项计划。1997年，CRP公布了ADS基准题，即IAEA-ADS例题，用于研究ADS中子学性能，并对ADS的反应性效应进行校核6。IAEA-ADS例题几何模型是由5个区组成的320 cm×640 cm的圆柱，具体如图1所示。每个区填充的材料及核子密度列于表4。本文给出了1、2、3区的体通量的SuperMC2.0计算结果，并与MCNP计算结果进行比较。图1 IAEA-ADS几何模型Fig. 1 Geometric Model of IAEA-ADS 表4 IAEA-ADS材料组成Table 4 Material Composition of I

25、AEA-ADS核素核素含量1区2区3区4区5区232Th7.45×103233U+232Th6.35×1037.45×103O1.27×1021.49×1021.49×102Fe8.10×1038.87×1038.87×1036.63×103Cr1.12×1031.06×1031.06×1038.00×104Mn4.60×1055.10×1055.10×1053.80×105W4.60×1035.10

26、15;1055.10×1053.80×105Pb1.77×1021.56×1021.56×1023.05×1022.41×102注：单位为1024/cm32.3.2 测试结果及分析13区的通量谱如图2所示。从图中可看出SuperMC2.0与MCNP计算得到的通量谱曲线基本重合。该结果表明，IAEA-ADS例题的SuperMC2.0计算结果与MCNP计算结果吻合较好。 图2 IAEA-ADS 13区通量比较Fig. 2 Flux comparison of IAEA-ADS region 133 结束语本文采用了系列国际基准例

27、题对SuperMC2.0中子输运计算功能进行了正确性校验，测试结果与MCNP计算结果吻合很好，与实验值偏差在合理范围内，初步证明了SuperMC2.0软件的正确性。未来还将使用更多涉及不同堆型的反应堆例题及不同的数据库对该软件的中子输运功能进行测试，以进一步验证SuperMC应用于反应堆设计分析的能力。致谢：在此特别感谢吴斌、张宽、陈诚、严雅雯等对本文工作的帮助与支持。参考文献：1 NICHOLAS M, ULAM S. The Monte Carlo MethodJ. Journal of the American Statistical Association, 1949, 44: 335

28、-341.2 KIRK B L. Overview of Monte Carlo radiation transport codesJ. Radiation Measurements, 2010, 45: 1 318-1 322.3 BRIESMEISTER J F. MCNP-a General Monte Carlo N-particle Transport Code, Version 4C, LA-13709-MR. USA: Los Alamos Nation Laboratory, 2000. 4 Y Wu, FDS Team. Conceptual Design Activitie

29、s of FDS Series Fusion Power Plants in ChinaJ. Fusion Engineering and Design, 2006, 81: 2 713-2 718.5 WU Y C, QIAN J P, YU J N. The fusion-driven hybrid system and its material selectionJ. Journal of Nuclear Materials, 2002, 307: 1 629-1 636.6 SLESSAREV I, TCHISTIAKOV A. IAEA ADS-Benchmarking Result

30、s and AnalysisC, TCM-Meeting. Spain: CIEMAT National Nuclear Research Centre, 1997:521-528. 7 Y Wu, FDS Team. CAD-based interface programs for fusion neutron transport simulationJ. Fusion Engineering and Design. 2009, 84: 1 987-1 992.8 吴宜灿,李莹,卢磊,等. 蒙特卡罗粒子输运计算自动建模程序系统的研究与发展J. 核科学与工程，2006，26(1):20-27.

31、WU Yichan, LI Ying, LU Lei, et a. Research and development of the automatic modeling system for Monte Carlo particle transport simulationJ.Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering, 2006, 26(1):20-27(in Chinese).9 LI Y, LU L, DING A, et al. Benchmarking of MCAM4.0 with the ITER 3D ModelJ. F

32、usion Engineering and Design, 2007, 82 : 2 816-2 866.10 王国忠，党同强，熊健，等. MCAM4.8在ITER建筑大厅中子学建模中的应用J. 核科学与工程，2011，31(4):351-355.WANG Guo-zhong , DANG Tong-qiang, XIONG Jian, et a. Application of MCAM4.8 IN creating neutronics model for ITER buildingJ. Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering,

33、2011，31(4):351-355(in Chinese).11 张俊军，曾勤，王国忠，等. 蒙特卡罗程序TRIPOLI自动建模方法研究J. 核科学与工程，2010，20(3):272-276.ZHANG Jun-jun, ZENG Qin, WANG Guo-zhong, et a. Automatic modeling for the monte carlo transport TRIPOLI codeJ. Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering, 2010, 20(3):272-276(in Chinese).12 LUO

34、Yuetong, LONG Pengcheng, WU Guoyong, et al. SVIP-N 1.0: An integrated visualization platform for neutronics analysisJ. Fusion Engineering and Design, 2010, 85: 1 527-1 530.13 ZOU Jun, HE Zhaozhong, ZENG Qin, et al. Development and testing of Multigroup Library with correction of self-shielding effects in fusion-fission hybrid reactorJ. Fusion Engineering and Design, 2010, 85: 1 587-1 590.14 XU Dezheng, HE Zhaozhong, ZOU Jun, et al. Production and testi