基于自动网格划分与权窗平滑的自适应减方差方法

如何更高效发挥减方差的作用是蒙特卡罗方法在先进核能系统屏蔽分析应用中的研究热点之一。本文发展了一种基于自动网格划分与权窗平滑的自适应减方差方法,在蒙特卡罗和确定论耦合的一致性伴随驱动的重要性抽样方法(Consistent Adjoint Driven Importance Sampling,CADIS)基础上,利用计算机辅助设计(Computer Aided Design,CAD)自动转换和自由程自动划分SN网格,通过确定论方法伴随预计算,实现基于伴随通量的区域权窗参数自动配置,并对伴随通量变化剧烈区域进行权窗平滑处理,保证了粒子在不同区域的有效偏倚,进一步提高计算的效率,从而解决大空间蒙特卡罗计算难以收敛的问题。该方法已初步应用于中国铅基反应堆(China Lead-based Reactor,CLEAR)堆顶盖的屏蔽计算分析,该案例具有结构复杂、屏蔽材料厚重的特点,测试结果表明本方法将计算效率提高近10倍。     

基于CADIS方法的蒙特卡罗深穿透屏蔽计算方差降低方法研究

正深穿透问题是指由于屏蔽层过厚、源强较弱或探测器体积较小导致粒子输运计算结果偏低的问题。针对于蒙特卡罗屏蔽计算中的深穿透问题,利用一致共轭驱动重要性抽样(CADIS)方法的相应理论,实现了蒙特卡罗软件MCNP减小计算方差,可通过蒙特卡罗方法的共轭计算来得到共轭通量,经过CADIS方法推导出的公式计算得到权窗参数和源偏倚参数。     

三维离散纵标和蒙特卡洛混合方法研究

对于深穿透类型的屏蔽计算,为了得到较为可信的统计结果,蒙特卡洛(MC)方法需要模拟大量的粒子,巨大的计算时间是其存在的主要问题。源偏倚和权窗技巧能够有效地降低深穿透问题的计数误差。本文开展了三维离散纵标(SN)方法-MC混合方法研究,根据SN方法的共轭注量率计算并生成了源偏倚和权窗参数,编写了MCNP程序的源抽样子程序,并且在秦山核电厂一期测量值基础上进行了验证,成功应用到CAP1400反应堆压力容器快中子注量率计算中。数值结果表明,对于深穿透屏蔽计算问题,和无偏的MC方法相比,三维SN-MC混合方法能够在保证结果精度的前提下,提高计算效率1~2个数量级。     

网格权窗减方差技术及其在聚变堆屏蔽分析中应用研究

在聚变堆辐射屏蔽计算中,如何有效解决深穿透问题是近年来国际聚变辐射安全领域关注的焦点之一。针对该问题,本文研究了直角坐标系与圆柱坐标系下基于网格的权窗减方差技术。本文基于超级蒙卡核模拟软件系统SuperMC实现了该方法,并选取减方差技巧的基准例题进行测试与分析,初步得出"粗划真空或密度很小的区域、细分密度大的区域"的网格划分规律,能有效提高网格权窗计算效率。基于该规律对聚变屏蔽基准问题进行对比分析,新的网格划分与原始网格划分的计算效率相比,FOM因子提高了1.92倍。减方差技巧的基准例题和聚变屏蔽基准问题计算中,SuperMC通量计算结果与MCNP相比偏差均在0.5%以下,证明了本文中方法的正确性。     

基于非结构网格的蒙特卡罗重要性抽样方法研究

为改善传统的依赖结构网格有限差分离散纵标（SN）程序确定粒子重要性分布的一致性共轭驱动重要抽样（CADIS）方法的建模和计算精度，以进一步提高其处理复杂几何深穿透问题的能力，本文开发了基于SN-间断有限元方法（DFEM）的并行三维非结构网格中子-光子耦合输运计算程序NECP-SUN，并将其作为共轭求解器与蒙特卡罗程序NECP-MCX耦合，研究并实现了全自动的非结构网格CADIS方法。对HBR-2基准题和中国聚变工程试验堆（CFETR）环向场磁体线圈盒快中子注量率的计算结果表明：较传统CADIS方法，非结构网格CADIS方法对复杂几何的适应性更强，取得的结果相对统计偏差更低、更接近实测值；较直接蒙特卡罗计算，非结构网格CADIS方法的品质因子（FOM）提高了1～3个量级。因此，本文研究的非结构网格CADIS方法能够较好地处理复杂几何深穿透问题。     

蒙特卡罗粒子输运权窗减方差方法研究及在ITER屏蔽分析中应用

屏蔽问题是聚变中子学研究密切关注的问题,蒙特卡罗粒子输运中的权窗减方差技术是处理屏蔽计算深穿透难题的重要方法。本文对权窗减方差方法开展研究,并在超级蒙特卡罗计算软件SuperMC中实现。先采用混凝土基准例题进行校验,再将该方法应用于国际热核聚变实验堆ITER的屏蔽分析,计算结果和MCNP进行对比,符合偏差要求,通过权窗减方差的应用,计算效率也有明显提升,证明了方法和程序的正确性和有效性。     

基于正向蒙特卡罗计算的自动源偏倚方法在屏蔽计算中的应用

反应堆屏蔽计算是粒子输运数值计算的难点问题之一。由于仅有少量处于堆芯外围组件的高能中子能到达屏蔽层外,如果对源粒子采用无偏抽样,大量的计算时间用于模拟无用的源粒子,计算效率很低。偏倚抽样是提升蒙特卡罗模拟计算效率的重要途径,包含源偏倚、输运偏倚和碰撞偏倚等。MCNP程序的权窗发生器可为输运偏倚和碰撞偏倚提供参数,但不包含源偏倚。本文利用正向蒙特卡罗计算权窗发生器产生的重要性函数,生成源偏倚参数以及与之匹配的权窗系数,在屏蔽计算中取得了很好的效果。本文的方法与MCNP的权窗功能完全兼容,使用方便。     

基于正向蒙特卡罗计算的自动源偏倚方法在屏蔽计算中的应用

反应堆屏蔽计算是粒子输运数值计算的难点问题之一。由于仅有少量处于堆芯外围组件的高能中子能到达屏蔽层外,如果对源粒子采用无偏抽样,大量的计算时间用于模拟无用的源粒子,计算效率很低。偏倚抽样是提升蒙特卡罗模拟计算效率的重要途径,包含源偏倚、输运偏倚和碰撞偏倚等。MCNP程序的权窗发生器可为输运偏倚和碰撞偏倚提供参数,但不包含源偏倚。本文利用正向蒙特卡罗计算权窗发生器产生的重要性函数,生成源偏倚参数以及与之匹配的权窗系数,在屏蔽计算中取得了很好的效果。本文的方法与MCNP的权窗功能完全兼容,使用方便。     

基于三维MC-SN耦合方法的PWR压力容器快中子注量计算基准分析

蒙特卡罗(MC)-离散纵标(SN)耦合方法是解决同时具有复杂几何和深穿透特点的核装置屏蔽问题的有效方法。本文首次将三维MC-SN耦合方法应用于压水堆屏蔽计算。针对NUREG/CR-6115压水堆基准模型,选取热屏蔽内表面为公共交界面,将其分为几何复杂的MC模拟区和具有深穿透特点的SN模拟区。三维MC程序用于精确描述堆芯到热屏蔽精细模型,并记录穿过热屏蔽内表面的中子径迹信息。接口程序将中子径迹转换为SN计算所需的边界源,提供给三维SN程序进行热屏蔽到压力容器的计算。计算结果包括压力容器内表面、1/4壁厚处及焊缝处快中子注量(E>1.0 MeV)圆周方向分布。三维耦合方法计算结果与基准报告提供的MCNP、DORT结果符合良好,验证了该方法处理圆柱坐标系屏蔽问题的有效性和程序使用的正确性。     

基于离散纵标法与蒙特卡罗方法的三维耦合程序开发

辐射屏蔽设计是核装置工程设计的核心内容之一。单一的离散纵标法(比如SN)或蒙特卡罗方法(MC)在大型核装置屏蔽计算分析方面均存在一定限制。为了满足大型复杂核装置精确辐射屏蔽计算要求,本文实现了三维SN-MC耦合方法,并发展了相应的三维耦合程序系统。该程序结合了SN方法解决深穿透问题的优势和MC方法模拟复杂几何的长处,克服两种方法的缺点,为保证屏蔽系统优化设计的质量提供有力的技术支持。采用接口程序和MC自定义源抽样程序将SN计算得到的粒子角注量率转换为MC计算所需的源粒子信息,为下一步MC计算提供源项,实现三维SN-MC耦合输运计算。采用MC、SN、SN-MC耦合三种方法对直角坐标系和圆柱坐标系下的测试例题进行了计算比较分析。计算结果吻合良好,初步证明了所开发的三维SN-MC耦合程序的正确性。     

去射线效应堆外探测器响应函数计算研究

堆外探测器响应函数表征了堆芯活性区各位置处的裂变中子对堆外探测器响应的贡献,通过共轭S_N输运计算可快速得到堆外探测器的响应函数。然而,堆外探测器远离堆芯且相对于堆芯体积很小,S_N方法的计算结果会受到射线效应的影响。为解决堆外探测器响应函数计算中的射线效应问题,研究了共轭首次碰撞源射线效应消除方法。此外,为克服共轭首次碰撞源方法在三维堆芯计算中面临的计算量大、内存需求高等问题,研究了共轭首次碰撞源的并行化计算方法和动态内存管理方法。基于韩国Kori-1压水堆的计算结果表明：共轭首次碰撞源S_N方法和多群蒙特卡罗方法具有相当的计算精度,但计算效率高1个量级。     

Assessment of fusion facility dose rate map using mesh adaptivity enhancements of hybrid Monte Carlo/deterministic techniques

Three mesh adaptivity algorithms were developed to facilitate and expedite the use of the CADIS and FW-CADIS hybrid Monte Carlo/deterministic techniques in accurate full-scale neutronics simulations of fusion energy systems with immense sizes and complicated geometries. First, a macromaterial approach enhances the fidelity of the deterministic models without changing the mesh. Second, a deterministic mesh refinement algorithm generates meshes that capture as much geometric detail as possible without exceeding a specified maximum number of mesh elements. Finally, a weight window coarsening algorithm decouples the weight window mesh and energy bins from the mesh and energy group structure of the deterministic calculations in order to remove the memory constraint of the weight window map from the deterministic mesh resolution. The three algorithms were used to enhance an FW-CADIS calculation of the prompt dose rate throughout the ITER experimental facility and resulted in a 23.3% increase in the number of mesh tally elements in which the dose rates were calculated in a 10-day Monte Carlo calculation. Additionally, because of the significant increase in the efficiency of FW-CADIS simulations, the three algorithms enabled this difficult calculation to be accurately solved on a regular computer cluster, eliminating the need for a world-class super computer.     

Performance of the improved version of the Monte Carlo A3MCNP code in the design of cask shielding

Abstract

A³MCNP (automatic adjoint accelerated MCNP) is a revised version of the MCNP Monte Carlo code that automatically prepares variance reduction parameters for the CADIS (consistent adjoint driven importance sampling) methodology. Using a deterministic 'importance' (or adjoint) function, CADIS performs source and radiation particle transport biasing within the weight-window technique. The current version of A³MCNP uses the 3-D Sn transport TORT code to determine a 3-D importance function distribution. Based on simulation of several real-life problems, it is demonstrated that A³MCNP provides precise calculation results with a remarkably short computation time by using the proper and objective variance reduction parameters. However, since the first version of A³MCNP provided only a point source configuration option for large-scale shielding problems, such as spent fuel transport casks, a large amount of memory may be necessary to store enough points to properly represent the source. Hence, we have developed an improved version of A³MCNP (referred to as A³MCNPV) which has a volumetric source configuration option. This paper describes the successful use of A³MCNPV in solving the cask neutron and gamma-ray shielding problem.     

用于厚屏蔽小探测器的蒙特卡罗模拟减方差方法研究

反应堆屏蔽计算中经常出现厚屏蔽、小探测器问题，常规蒙特卡罗方法难以有效解决。基于自动重要抽样（AIS）方法，本文提出了小探测器自动重要抽样(SDAIS)方法，并针对小探测器问题，优化了AIS方法的虚粒子赌分裂算法。该方法在自主开发的蒙特卡罗屏蔽程序MCShield上进行了实现。使用NUREG/CR-6115 PWR基准题验证该方法的正确性和计算效率。结果表明，SDAIS方法可有效地解决厚屏蔽小探测器问题，相比AIS方法及传统的重要性方法，计算效率提升1~2个量级。     

基于MESH技术的伴随权重窗自动生成方法及其应用

权重窗技术是最常用的降低方差技巧之一,合理运用权重窗技术能大幅提高计算效率。MCNP程序具备基于栅元的伴随权重窗发生器功能,但对一些含重复结构栅元或非对称结构栅元的模型,由于MCNP程序不能计算其中某些栅元体积,伴随权重窗发生器失效。本文在MCNP程序基础上设计了基于MESH技术的伴随权重窗自动生成方法,该方法不改动真实模型,采用一套虚拟的相空间覆盖真实模型。将新方法应用于重复结构算例,计算效率大幅提升。对光子散射基准实验模拟表明,新方法的计算结果与实验值吻合得非常好,相对偏差仅1.2%,计算效率约为直接模拟的8倍。     

氟盐冷却高温堆精细中子通量密度分布计算方法研究

氟盐冷却高温堆(FHR)作为第4代核能系统,对安全性和经济性更加注重。FHR全空间中子通量密度的精细分布数据对于材料构件的辐照损伤计算、放射性源项分析以及辐射屏蔽设计等均有重要意义。针对这一需求,本文采用离散纵标(SN)方法为蒙特卡罗(MC)方法偏倚计算提供所需的源偏倚和权窗参数,使蒙特卡罗粒子均匀地分布于整个计算模型空间,从而有效降低中子通量密度分布计算的统计误差。在该方法的基础上,编写了耦合程序SN2MCNP,并使用该程序对FHR全空间的中子通量密度分布进行了精细计算。经对比验证,在同样的计算时间和统计方法的要求下,单独使用MCNP计算的结果中,只有30.1%的相对误差达到要求(10%),而使用SN2MCNP的计算结果中则有99.6%的相对误差达到要求(10%)。     

Efficiency and reliability of deep-penetration Monte Carlo calculations

With the help of model calculations the influence of various Monte Carlo techniques on efficiency and reliability of deep-penetration calculations is investigated. The application of these techniques is interpreted in the frame of the importance function method. Conclusions are drawn with respect to an automatic determination of optimal parameters during the calculation.     

全局减方差方法的HBR-2基准题应用

对于深穿透类型的屏蔽问题,在合理的时间内计算得到可信的结果对于蒙特卡罗(MC)方法是一个巨大的挑战。基于离散纵标(S_N)方法的局部和全局减方差方法能有效降低MC计算深穿透问题的计数误差。本文基于HBR-2基准题比较了全局减方差方法和局部减方差方法的计算效率。结果表明,对于HBR-2基准题,局部和全局减方差方法均取得了较好的结果。全局减方差方法1次计算即可同时优化辐照监督管和堆外探测器的计数,因此实际应用更加方便和高效。     

A hybrid method to generate few-group cross sections for fast reactor analysis

The accuracy of fast reactor core calculation is usually determined by the accuracy of self-shielded few-group cross sections. To further improve the accuracy of cross section generation, a hybrid method is proposed. In the hybrid method, the Monte-Carlo method is used to deal with the resonance effect in both the resolved and unresolved resonance range. The self-shielded ultrafine-group total, fission and elastic scattering cross sections are tallied by the Monte-Carlo method. The scattering transfer matrices are then generated in a synthesis way by using the tallied elastic scattering cross sections and a problem-independent elastic scattering function. The angular flux moments for the group condensation are calculated in an explicit deterministic way. Several tests are done to verify the hybrid method. The results show that the hybrid method avoids the disadvantages of both the traditional deterministic method and the pure Monte-Carlo method. It is a more accurate method to generate the few-group cross sections for fast reactor cores.