MCNP程序并行计算性能分析

并行计算可以有效地减少MCNP程序的计算时间.利用MPI消息传递软件,可以在安装Windows操作系统的PC集群上实现MCNP5的并行计算.MCNP程序的并行计算性能与所计算问题的类型、复杂程度及参数设置等因素有关,对此进行了分析并提出了改善MCNP程序并行计算性能的措施.     

基于计数器数据分解的RMC全堆燃耗计算研究

内存不足是蒙特卡罗方法大规模输运模拟的关键问题。对于反应堆燃耗分析,需在输运过程中统计大量反应截面数据,计算机内存限制了燃耗计算规模。本文基于反应堆蒙特卡罗程序(RMC),利用数据分解方法对计数器数据并行存储,并与点燃耗并行耦合,实现计数器数据分解和燃耗数据分解的综合并行方法。对全堆基准题进行数值测试,结果表明综合并行方法可明显降低计算内存,验证了数据分解对蒙特卡罗大规模燃耗分析的有效性。     

蒙特卡罗燃耗计算程序MCNTRANS的开发与验证

本文介绍了开发的蒙特卡罗燃耗计算程序MCNTRANS。MCNTRANS的中子学计算参数直接采用MCNP5程序的反应率计算值,燃耗计算方法采用图论算法跟踪燃耗链,同时,对实际燃耗过程进行详细分析以提高计算精度与程序适用性,并使用预估 校正方法以获取较大的燃耗计算步长。程序计算结果通过OECD/NEA与JAERI燃耗基准题实验结果进行验证,并与其他程序的计算结果进行比较。结果表明,MCNTRANS程序在不同燃耗深度下的计算结果和实验值与其他程序的计算值符合较好,部分锕系核素与裂变产物的计算精度更高。     

基于大规模并行计算的2D/1D耦合三维全堆输运程序Tiger-3D

2D/1D耦合方法求解三维输运方程具有快速、精确的优点;通常的2D/1D耦合方法利用轴向和角度方面的并行度,不能进行大规模并行计算。本研究在三维粗网有限差分(CMFD)框架下,径向采用区域分解并行的矩阵特征线方法(MOC),轴向采用扩散有限差分,综合利用2D/1D耦合方法径向和轴向的并行度,基于消息传递接口(MPI)实现大规模的并行计算,编写了Tiger-3D程序。数值验证表明,Tiger-3D程序具有良好的计算精度和较高的计算效率。     

基于EFEN-SP_3方法的高性能全堆芯Pin-by-pin计算研究

基于指数函数展开节块3阶简化球谐函数(EFEN-SP3)方法,通过采用基于标准消息传递界面(MPI)的空间并行算法实现高性能全堆芯Pin-by-pin计算,并开发了相应的程序EFEN。该程序通过合理设计区域划分方案以保证负载平衡并使通信次数最小化,充分发挥并行中央处理器(CPU)的计算和存储能力;通过选择红黑Gauss-Seidel节块扫描算法避免区域分解引起的迭代格式退化。参考实际商用堆的堆芯布置,设计2个压水堆(PWR)全堆芯Pin-by-pin算例,相应的数值结果表明:该程序计算结果的精度在可接受范围内;通信周期对计算精度和并行效率的影响都很小;子区域表面体积比较小的区域划分方式具有较高的并行效率;用125个CPU进行一次空间网格数为289×289×218、能群数为4的PWR全堆芯Pin-by-pin计算所需时间约为900 s,并行效率约为90%。     

DRAGON&DONJON程序在MSR中堆芯燃耗计算的适用性

DRAGONDONJON组件-堆芯"两步法"程序通过合理简化,理论可适用于任何堆芯与工况。使用蒙特卡罗方法 RMC(Reactor Monte Carlo code)、MCNP(Monte Carlo Neutron Particle transport code)程序验证DRADON程序是否能够承担快/热谱型熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)焚烧TRU、Th U燃料燃耗计算。选出熔盐增殖堆(Molten Salt Breeder Reactor,MSBR)与熔盐锕系元素再循环和嬗变堆(Molten Salt Advanced Reactor Transmuter,MOSART)堆型进行比较,同时分别利用RMC程序验证DRAGON程序组件燃耗计算的准确性,利用MCNP程序验证DRAGON程序组件均匀化方法以及DONJON程序截面调用和程序全堆扩散的准确性。结果表明,组件燃耗计算中,TRU和Th U燃料满足燃耗计算要求;堆芯临界计算中,快/热谱堆芯计算误差均小于0.001。证明DRADON程序可以胜任快、热谱型MSR焚烧TRU、Th U燃料的物理计算任务。     

聚变-裂变混合堆程序开发及验证

针对聚变-裂变混合堆设计研究中原有燃耗计算程序MONK9A耗时长等问题,利用MCNP和SCALE5.1程序包中的Origen-s程序开发出1套可用于先进反应堆设计的燃耗耦合程序MOCouple-s.选取了压水堆燃耗基准题、ADS基准题对MOCouple-s程序进行了验证,结果表明,MOCouple-s程序关于反应性和核素成分的计算结果与实验测量结果和其他程序的计算结果符合良好,且在某些计算结果、参数设置、自动化执行等方面优于国内外类似程序.利用MOCouple-s程序对MONK9A程序在混合堆燃耗计算上的适用性进行了验证,结果差别不大,证明MONK9A程序用于混合堆初步研究设计得到的燃耗计算结果是可靠的.     

蒙特卡罗固定源计算的并行设计与实现

蒙特卡罗方法在求解粒子输运问题中已得到广泛运用,由于其收敛速度慢,需要耗费大量时间重复模拟以获得准确的结果。本文介绍了一种蒙特卡罗固定源计算的并行方法,并基于消息传递接口MPI在FDS团队自主研发的超级蒙特卡罗计算软件SuperMC2.0中实现了多核及多节点并行。以IAEA-ADS为测试例题在高性能计算集群上以32个计算内核进行测试,获得了86.81%的并行效率,同等测试条件下并行效率高于MCNP,同时保证了串行结果和并行结果的一致。测试结果表明该并行设计能够有效地解决蒙特卡罗固定源计算的耗时问题。     

基于蒙特卡罗方法的三维燃耗计算研究

采用通过编写连接MCNP程序和ORIGEN2程序的接口处理程序的方法进行快中子系统的燃耗计算。由MCNP、ORIGEN2、接口处理程序和截面文件组成的软件系统可用于燃料或堆芯非均匀布置快中子系统的燃料同位素成分和燃耗反应性损失计算,在燃耗反应性损失计算中采用了伪裂变产物的方法。介绍程序系统的研制情况,并给出用该软件系统计算中国实验快堆首炉堆芯和OECD/NEAMOX燃料快堆基准题的燃耗计算结果。     

IAEA加速器驱动系统(ADS)中子学基准问题的计算

为了验证加速器驱动洁净核能系统研究拟采用的程序系统,对IAEA加速器驱动系统(ADS)中子学第一阶段基准问题进行了校算。其中,散裂中子源的计算采用LAHET程序;中子输运计算采用MCNP程序,核素的燃耗计算采用0RIGEN2。计算结果与IAEA的ADS研究协调项目组(ADSCRP)成员俄罗斯和瑞典的结果吻合较好。     

脉冲强磁体专用设计软件开发

在设计脉冲强磁体时,需综合考虑材料的电性能、热性能和机械性能,优化磁体结构,使其达到最佳。本工作开发的脉冲强磁体专用设计软件,不仅能准确计算放电过程、温度和应力分布,还能使用优化技术,寻找最佳磁体结构,提高磁体设计水平和效率。实验结果表明,软件分析结果与实验结果吻合。     

CANDU反应堆物理程序和方法

简要介绍了加拿大原子能公司目前用于ＣＡＮＤＵ反应物理设计和分析的计算机程序和方法,对栅元,超栅元和堆芯三种计算方法及相应的计算机程序进行了讨论。对物理分析中每 理论表达和应用的求解方法也作了说明。     

TL和ESR年代测定法中年剂量计算模式的讨论

本文讨论了用封闭平衡模式、氡逸散模式、铀系不平衡模式和铀线性积累模式计算年剂量的方法及其地质意义。     

快热耦合系统的中子学计算工具——采用确定论方法

对于既具有高能量外中子源又包含热中子区域的快热耦合系统，本文将离散坐标法Sn与栅格计算程序相结合，给出可用于快热耦合系统的中子学确定论计算工具。用该方法计算了启明星1号次临界装置的k_eff，并给出了计算结果。     

ESR模式年龄误差的初步探讨

应用间接测量的误差传递方法计算了铀的早期加入和线性积累的ESR模式年龄的误差,并对北京周口店猿人遗址动物牙釉的年龄作了误差分析,其结果均在±17％左右。     

宽量程中子探测靶室

通过对反冲质子法探测强脉冲高能中子靶室系统灵敏度的理论研究与计算，可使探测靶室的系统灵敏度从１Ｏ￣（－２７）～１０￣（１８）（Ａ·ｓ·ｃｍ￣（２））连续变化，计算精度符合要求。     

Passive measure for preventing recriticality of fuel debris dust for defueling at Fukushima Daiichi nuclear power station

The drilling or cutting of resolidified fuel debris required to defuel the Fukushima Daiichi nuclear power station is certain to generate debris dust. This paper focused on drilling resolidified fuel debris in water and conservatively confirmed by criticality calculations that neutron multiplication effect is higher if debris dust is suspended separately from the debris rather than if it is suspended closely around the debris. No use of vacuuming of debris dust, borated water, and active components was assumed in this study. Also, this paper confirmed that the use of a debris dust guide effectively and passively limited the increase in neutron multiplication by debris dust because the guide distributes dust particles so flatly that sufficient neutron leakage limits neutron multiplication even if the volume fraction of the particles in water reaches the optimum condition. In the actual defueling operation at the nuclear power station, the use of a flatter debris dust guide will be more effective to prevent local recriticality concurrently with the careful control of the mass of debris dust. The physics and ideas in this paper should be applicable to other defueling technologies such as laser cutting as long as debris dust is generated and suspended in water.     

Development of a 2-D 2-group neutron noise simulator for hexagonal geometries

In this paper, the development of a neutron noise simulator for hexagonal-structured reactor cores using both the forward and the adjoint methods is reported. The spatial discretisation of both 2-D 2-group static and dynamic equations is based on a developed box-scheme finite difference method for hexagonal mesh boxes. Using the power iteration method for the static calculations, the 2-group neutron flux and its adjoint with the corresponding eigenvalues are obtained by the developed static simulator. The results are then benchmarked against the well-known CITATION computer code. The dynamic calculations are performed in the frequency domain which leads to discarding of the time discretisation. Then, the developed 2-D 2-group neutron noise simulator calculates both the discretised forward and the adjoint reactor transfer function between a point source and its induced neutron noise, by assuming the neutron noise source as an “absorber of variable strength” type. The neutron noise induced by a “vibrating absorber” type of noise source may also be modeled using the calculated transfer function. The viability of the simulator is verified for different benchmark cases.     

基于JMCT的堆外核仪表系统刻度系数计算

以三维蒙特卡罗粒子输运程序JMCT为主要数值模拟工具，计算了某反应堆多个运行循环下的堆外核仪表系统（RPN）功率量程刻度系数。使用直接蒙特卡罗模拟方法、响应矩阵方法和伴随蒙特卡罗方法，得到了多组RPN刻度系数，通过这些系数计算出不同工况下的堆芯功率水平和轴向功率差，并与实测值进行了比对。结果表明，3种方法所得计算值与实测值的偏差均满足工程精度要求，其中伴随蒙特卡罗方法计算开销最小，验证了通过蒙特卡罗数值模拟得到RPN刻度系数的可行性。