三维三棱柱多群中子扩散方程的解析基函数展开方法

提出了一种在三维三棱柱几何内不计算横向积分而直接求解中子扩散方程的节块方法。节块内的各群中子注量率分布用一组完全满足中子扩散方程的解析基函数近似展开,节块之间采用面偏流零次矩和一次矩进行耦合。用坐标变换对模型进行了简化,同时给出了三角形几何下的节块扫描方案,采用响应矩阵技术进行迭代求解。本文开发了三维三角形组件中子扩散计算程序ABFEM-3T。通过基准问题的校验计算,表明该方法能准确地给出有效增值系数及节块功率分布,可求解复杂的非结构几何区域的中子扩散问题。     

注量展开节块法求解三维六角形几何中子扩散方程

提出了一种在三维六角形几何节块内数值求解中子扩散方程的节块法该方法把节块内各群中子注量分布用解析基函数近似展开为了改善节块耦合关系．提出了,一种新的节块边界条件：面平均偏流零次矩和一次矩同时保持连续。此外．将响应矩阵技术应用于迭代求解过程,使得该方法具有较高的计算效率基于本文提出的模型,发展了三维六角形组件中子扩散计算程序FEMHEX。通过对二维、三维VVER基准问题校验计算表明,该方法能高效．准确的给出有效增殖系数以及节块功率分布。     

基于对称性原理的二维六角形几何多群解析节块法

通过寻找二维亥姆霍兹方程解析试验解的方式来求解六角形几何多群中子扩散方程,并利用对称性原理和群论确定节块内的中子通量分布。和普通先进节块法不同的是求解过程不采用横向积分技术,节块之间同时采用偏流和偏流矩相耦合,且得到的解在节块内任意点上都满足扩散方程。对基准题的校核计算表明,组件最大功率误差均小于１％。     

基于任意三角形网格的中子扩散变分节块法

传统的基于矩形和六角形几何的堆芯计算程序已不适用于具有复杂几何的新型反应堆堆芯计算,本文开展了基于任意三角形网格的多群中子扩散变分节块方法研究。首先,采用ANSYS软件对计算区域进行三角形网格剖分,并利用坐标变换将任意三角形变换为正三角形;其次,采用Galerkin变分技术建立包含节块中子平衡方程的泛函,将三角形节块内变量利用正三角形内正交基函数进行展开;最后,利用变分原理,获得中子通量密度与节块边界上分中子流的响应关系,并基于传统的源迭代法对其进行求解。基于上述理论模型开发了程序TriVNM,并采用不同几何基准题进行了验证。结果表明,TriVNM计算的堆芯keff和归一化功率分布与参考解吻合较好,该计算方法适用于复杂几何堆芯扩散计算。     

三维多群六角形几何中子扩散程序开发

本文基于解析基函数展开方法求解中子扩散方程的原理,利用满足中子扩散方程的解析基函数,将节块内的各群中子注量率近似展开。为提高该方法的计算精度,节块间耦合条件采用面中子注量率和面中子净流连续。节块间耦合条件的选取需利用源迭代法来求解中子扩散方程。源迭代中的内迭代选用加速的高斯 塞德尔方法,外迭代采用Lyusternik-Wagner外推加速收敛技术。针对中子注量率收敛慢、有效增殖因数收敛快、内迭代方程组系数矩阵更新耗时的特点,采用一种新的加速方法--一次外迭代多次内迭代的方法。基于以上理论模型,发展了三维多群六角形几何中子扩散程序HANDF-D,对三维二群vver440基准题、高通量堆临界实验2、三维四群热堆问题、三维七群快堆问题计算的结果表明,该方法能准确快速地给出堆芯有效增殖因数和功率。     

离散节块输运方法在二维柱坐标系中的应用

讨论粗网离散节块法在二维柱坐标系内中子输运方程数值求解中的应用.给出方法的数学模型,在节块内中子通量采用二次近似,表面泄漏采用常数近似.根据所提出的理论模型,编制了考虑各向异性散射的二维节块输运程序DNSN/2D,并对一系列检验和基准问题作了计算.计算结果表明,与传统S_N方法相比,它具有很高的计算效率,在很粗的节块分割下具有非常高的精度.     

基于三角形网格的穿透概率方法研究

研究了基于三角形网格的中子输运方程穿透概率方法.网格子区内部中子源采用平源分布,子区界面中子角注量密度空间分布设为均匀,角度分布采用简化4Pi近似,并采用一种按照非结构网格编码顺序进行网格扫描的新方法.编制了适应于二维任意形状几何中子输运特征值问题求解的程序TPTRI,对一些二维输运基准问题作了计算.与MG-MCNP3B、SURCU、TEPFEM等程序结果进行了比较分析,结果吻合很好.     

中子输运方程的三角形节块SN方法研究

利用面积坐标思想,将任意三角形变换为正三角形,使用横向积分方法对正三角形节块进行处理.节块内横向积分通量、中子源的空间分布使用新的正交二次多项式近似;横向泄漏项的空间分布使用二阶多项式近似;中子通量和横向泄漏的角度通过离散纵坐标(SN)求积组离散.采用节块平衡有限差分方法建立稳定有效的迭代方案;编制了二维三角形节块SN输运计算程序(DNTR),对一系列基准题进行了验证.结果表明,本方法在同等计算精度下比细网差分程序(DOT4.2)快5～7倍,在同等计算精度和相同节块尺寸下比矩形离散节块输运方法(DNTM)快1～3倍,但DNTR程序可应用于非结构几何区域问题,具有DNTM等其它结构化节块SN程序无可比拟的优势.     

三维六角形节块多群中子扩散程序NDHEX

本文介绍用DIF3D (NOD)求解二、三维六角形几何系统下中子扩散方程的理论模型及数值计算方法。六角形节块内的中子通量密度分布采用高次多项式近似表示,最后导出通量矩方程及偏流的响应矩阵方程。应用粗网再平衡和渐近源外推方法加速收敛。参考此方法编制了计算程序NDHEX,并对一些六角形基准问题进行了计算。结果表明:NDHEX的计算结果与DIF3D(NOD)的计算结果符合很好;与差分程序相比,具有更高的精度与计算效率。它可用于快堆计算。     

节块SP_3方法求解中子输运方程

采用3阶简化球谐函数(SP3)方法将中子输运方程转化为2个耦合的、数学形式与扩散方程相同的方程,建立一种扩散节块方法求解SP3方程组。该节块方法,通过将节块内的精细中子通量密度分布展开成指数函数和的形式获得节块响应关系,并用于求解边界分流,同时用中子平衡方程构造节块平均中子通量密度。数值结果表明:该方法适用于不同的空间几何网格形状,具有良好的并行特性;节块SP3程序NSPn的计算速度约为节块SN(N=4)程序DNTR的6倍。     

Flux expansion nodal method for solving multigroup neutron diffusion equations in hexagonal-z geometry

A flux expansion nodal method (FENM) has been developed to solve multigroup neutron diffusion equations in hexagonal-z geometry. In this method, the intranodal fluxes are expanded into a set of analytic basis functions for each group. In order to improve the nodal coupling relations, a new type of nodal boundary conditions is proposed, which requires the continuity of both the zero- and first-order moments of partial currents across the nodal surfaces. The response matrix technique is used for the iterative solution of the nodal diffusion equations, which greatly improves the computational efficiency. The numerical results for a series of benchmark problems show that FENM is a very accurate and efficient method for the prediction of criticality and nodal power distributions in the reactors with hexagonal assemblies.     

Development and Verification of an Efficient Spatial Neutron Kinetics Method for Reactivity-Initiated Event Analyses

A space/time nodal diffusion code based on the nodal expansion method (NEM), EPISODE, was developed in order to evaluate transient neutron behavior in light water reactor cores. The present code employs the improved quasi-static (IQS) method for spatial neutron kinetics, and neutron flux distribution is numerically obtained by solving the neutron diffusion equation with the nonlinear iteration scheme to achieve fast computation. A predictor-corrector (PC) method developed in the present study enabled to apply a coarse time mesh to the transient spatial neutron calculation than that applicable in the conventional IQS model, which improved computational efficiency further. Its computational advantage was demonstrated by applying to the numerical benchmark problems that simulate reactivity-initiated events, showing reduction of computational times up to a factor of three than the conventional IQS. The thermohydraulics model was also incorporated in EPISODE, and the capability of realistic reactivity event analyses was verified using the SPERT-III/E-Core experimental data.     

用于两群瞬态中子扩散计算的节块方法

采用非线性迭代节块方法作为空间近似方法 ,同时使用隐式差分和时间积分方法作为时间域近似方法 ,求解两群多维瞬态中子扩散方程 ,并给出基准问题的计算结果。     

热中子分离模型节块法

利用两群中子扩散方程的解析解，导出快、热中子通量之间的关系，去掉快群与热群方程之间的耦合，将原来的解两群方程的问题，理论上严格地转化成解单独的快群方程问题。快群方程用格林函数节块法进行求解。依照上述理论，研制了三维节块法程序ＮＧＭＤ。对一系列轻水堆基准问题的验算表明，ＮＧＭＤ的计算精度与知名的格林函数节块法程序ＮＧＦＭ相当，而计算时间约是ＮＧＦＭ的１３。     

基于先进节块法的六边形三维中子物理程序的开发与验证

六边形燃料组件在液态金属冷却快堆尤其是钠冷快堆中被广泛应用,针对这类堆型的设计与安全分析需要对堆芯中子通量与中子流进行三维全堆芯耦合计算。经过多年发展,目前已有多种解析节块法、积分节块法、节块展开法等先进节块法能在笛卡尔坐标系下较为精确求解多维中子扩散方程。本文通过径向半解析节块法耦合轴向高阶节块展开法的综合节块方法开发了反应堆三维中子物理计算软件SA HNHEX,并对VVER 440二维、三维基准题进行建模与仿真计算。计算结果与参考值符合较好,初步验证了使用该方法进行反应堆堆芯中子扩散计算的正确性。     

基于对称性原理的三维六角形几何解析节块法

以多群中子扩散方程解析解为基础 ,利用方程及求解域的对称性建立了一个新的数值求解多群扩散方程的理论模型 ,并将该模型应用于三维六角形几何。和普通节块法相比 ,该方法可避免因几何引起的奇异性问题 ,且所得的解在求解域内任意点上都满足扩散方程。三维WWER基准问题的校算表明了该方法是求解六角形几何扩散问题的先进方法