复杂几何中子输运方程离散方向概率方法研究

研究了一种可以在复杂几何条件下求解中子输运方程的离散方向概率方法(DDPM).该方法对角度变量沿离散点离散,在计算系统的某个区域内进行平行线追踪,具备可与特征线方法比拟的处理复杂几何的能力;在某个离散方向上,区域内的子区间用碰撞概率方法耦合,区域和区域之间用穿透概率方法耦合.数值检验结果表明,DDPM方法具有较好的精度和速度.     

NECP-X的多重并行策略及效率优化

特征线方法在应用于全堆芯三维输运计算时面临着计算时间长、内存需求量大的问题,而大规模并行是最有效的解决办法。我国超级计算机的快速发展使大规模并行计算逐渐成为可能,而如何发展相应的并行算法成为当务之急。本文基于数值反应堆物理计算程序NECP-X研究特征线方法的空间、角度和特征线多重并行策略。为实现高效并行,空间并行采用了区域分解的并行方式;为充分考虑角度并行的负载平衡,采用了“贪婪算法”角度区域分解算法;为节省内存和提高效率,应用并分析了共享式内存并行模式下动态调度的特征线并行方案。数值结果表明,NECP-X中的空间、角度和特征线并行效率较高,可充分利用并行资源,实现大规模并行。     

基于NECP-X程序的C5G7-TD系列基准题的计算与分析

C5G7-TD系列基准问题是经济发展与合作组织核能机构（OECD/NEA）建立的,通过该系列基准题可以验证三维非均匀瞬态输运计算的程序计算能力和计算精度。NECP-X程序是西安交通大学核工程计算物理实验室（NECP）开发的数值反应堆物理计算程序,为了更好地验证其时空中子动力学模块,本文利用NECP-X对C5G7-TD非均匀瞬态基准题阶段1的所有算例进行计算,并与国际知名高保真中子学程序nTRACER进行对比分析,给出总功率和三维精细功率分布随时间的变化。数值结果表明,NECP-X中的时空中子动力学模块计算结果精度高,计算结果分辨率高,计算时间处于国际先进水平,能够满足三维高保真时空动力学计算的需求。      

核数据敏感性与不确定性分析及其在目标精度评估中的应用

核数据作为反应堆物理计算不确定性的重要来源,量化由核数据引入的不确定性,是反应堆不确定性分析的重要内容。另一方面,降低核数据的不确定性,有利于提高反应堆计算结果的可靠性,对于反应堆的经济性和安全性的提升有重要意义。基于敏感性与不确定性分析的目标精度评估,是给出核数据精度要求,从而降低计算结果不确定性的重要途径。本文提出了两步法的敏感性计算策略,针对快堆基准题BN-600,进行了有效增殖因数的敏感性分析,并量化了其不确定性的主要来源。通过建立目标精度评估问题对应的优化问题数学模型,采用差分进化算法,给出了有效增殖因数的目标精度为0.3%时核数据应达到的不确定性要求。     

热管式空间反应堆燃耗计算研究

针对热管式空间反应堆,基于OpenMC程序产生均匀化截面参数,并由确定论快堆分析程序SARAX进行堆芯输运及燃耗计算。以蒙特卡罗程序（MCNP）的输运计算结果以及MVP程序的燃耗计算结果作为参考解,通过对比稳态输运计算和燃耗计算的结果,证明了耦合的OpenMC和SARAX程序系统对于空间堆中子学分析和燃耗分析的适用性和高效性。为热管式空间反应堆的设计分析提供了参考。      

NECP-X中角度与特征线并行的研究与实现

特征线方法在应用于全堆芯三维输运计算时面临着计算时间长、内存需求量大的问题,而大规模并行是最有效的解决办法。传统的并行策略是进行空间的区域分解,但当问题的几何规模较小时,其并行度有限,无法充分利用并行资源。本文在高保真物理计算程序NECP-X空间区域分解的基础上研究了角度和特征线的三重并行计算。为实现角度并行的负载平衡,采用了考虑权重的贪婪算法角度并行策略;为节省内存,在共享内存的并行模式下采用动态调度的分配方案实现特征线并行。数值结果表明,NECP-X中的角度和特征线并行效率较高,可在空间区域分解并行的基础上进一步扩大并行规模,提高计算速度。     

燃料棒边缘效应下的子群共振计算方法研究

共振伪核素子群方法可用于处理燃料棒内部空间相关的共振干涉效应,然而该方法只能计算径向均匀核子密度的燃料棒问题,无法处理因边缘效应造成的径向核子密度非均匀分布的问题。针对此问题,基于改进的伪核素理论,提出了一种新的伪核素方法。计算结果表明,该方法解决了原始共振伪核素子群方法无法处理的边缘效应问题,相比于Bondarenko迭代法和干涉因子法,具有更高的精度。     

燃料组件弯曲的高保真全堆芯中子学计算方法及应用

为了研究燃料组件弯曲变形对堆芯功率分布的影响，提出了一种等效模拟压水堆堆芯内燃料组件弯曲的方法，即根据弯曲前后燃料组件四周的水隙材料的原子数目守恒原则，通过保持弯曲前后的水隙宽度不变，改变弯曲后水隙内所有核素的原子核密度，近似等效燃料组件弯曲后四周水隙的变化。通过蒙特卡罗程序NECP-MCX和确定论数值反应堆程序NECP-X对其正确性进行验证，并基于NECP-X程序对欧洲先进压水堆（EPR）全堆芯的燃料组件弯曲工况进行了模拟分析，计算结果表明：由于局部慢化效应变化，燃料组件小幅弯曲对堆芯功率分布影响相对较大，全堆芯问题中最大的偏移量在2 mm左右时可使组件功率的相对变化达到5%左右。     

基于NECP-MCX的组件均匀化计算及其在HPR1000中的应用

基于蒙特卡罗的组件计算程序可以处理复杂几何问题，同时不需要确定论组件计算程序中的共振自屏计算，但是蒙特卡罗组件计算程序在扩散系数和不连续因子的产生上存在一定困难。因此，基于连续能量蒙特卡罗粒子输运计算程序NECP-MCX，开发了组件均匀化少群常数产生功能，使用严格考虑中子各向异性的累积徙动面积法产生扩散系数，利用基模修正考虑中子泄漏对中子能谱的影响，提出网格面计数方法计算修正的组件不连续因子。根据VERA二维组件问题对网格面计数方法进行了验证，并将NECP-MCX用于我国自主化核电“华龙一号”零功率启动物理试验的模拟计算。结果表明，与设计值对比，临界硼浓度、等温温度系数、控制棒积分价值的计算偏差均符合工业限值要求。该程序可以产生可靠的组件均匀化少群常数，计算精度符合工程计算的要求，为该程序在新型反应堆中的进一步应用打下了坚实基础。     

基于NECP-Bamboo程序的商用压水堆乏燃料组件核素成分分析

乏燃料组件核素成分的精确计算是乏燃料临界安全分析等工作的输入条件，放射性源项计算是乏燃料组件核素成分分析的典型应用。国内现有程序由于存在数据库中核素种类不全、辐照过程无法完全模拟等弊端，限制了乏燃料后处理安全分析的可靠性和经济性。本文基于完全自主化的压水堆堆芯分析软件NECP-Bamboo,研发了商用压水堆乏燃料组件核素成分计算程序Bamboo-SFuel,利用辐照后实验(PIE)实测数据对核素成分进行了定量验证与分析，通过与Scale程序包计算结果进行对比验证了程序源项计算的精度，还探究了不同燃耗数据库对核素成分和源项计算结果的影响。数值结果表明，Bamboo-SFuel能精确分析不同辐照条件下商用压水堆乏燃料组件的核素成分和放射性源项，使用NECP-Bamboo程序中不同核素数目的燃耗数据库对重要核素成分计算结果影响不大，但对总的放射性源项计算结果影响较大；基于内置的包含1 547种核素的燃耗数据库，该程序可同时给出可靠的乏燃料临界安全分析和辐射安全分析关注的重要核素成分。