超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC

蒙特卡罗方法对于复杂核系统的模拟具有明显优势,然而在实际工程应用中存在巨大的挑战,如复杂结构与材料分布精准建模难度大、计算收敛速度慢、海量数据难以及时有效分析等。超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC设计为支持以辐射输运为核心,包含燃耗、辐射源项/剂量/生物危害、材料活化与嬗变等的综合中子学计算,支持热工水力学、结构力学、化学、生物学等多物理耦合模拟。SuperMC目前已发展了精准建模、高效计算、四维可视化等关键技术,通过2 000余个国际基准模型及实验的验证与确认,在反应堆工程等方面获得广泛应用,本文对其发展概况进行介绍。     

基于蒙特卡罗程序JMCT模拟计算堆芯物理基准题VERA

JMCT是基于蒙特卡罗方法的中子输运程序,具有几何建模精细、截面数据准确、物理过程真实等特点,计算结果具有更高的精度。通过开发临界硼浓度搜索、输运-热工-燃耗耦合功能模块,使JMCT具备了堆芯物理计算功能。本文利用JMCT程序对CASL项目提出的堆芯物理基准题库VERA进行模拟,获得了k_eff、控制棒价值、反应性系数等启动物理参数以及硼降曲线等堆芯运行参数。JMCT计算结果与蒙特卡罗程序KENO-Ⅵ以及MC21进行了对比,结果符合良好,证明了JMCT具有堆芯物理计算能力,并具有较高的精度。     

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%。     

基于双向遍历的蒙特卡罗临界计算并行方法

在基于蒙特卡罗粒子输运方法的反应堆模拟中,如裂变堆、聚变裂变混合堆等,达到可接受的统计误差需要大量的计算时间,这已成为蒙特卡罗方法的挑战问题之一,需通过并行计算技术解决。为解决现有方法中通信死锁的问题并保证负载均衡性,设计了基于双向遍历的临界计算并行算法。该方法基于超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC进行实现,以池式钠冷快堆BN600基准模型进行验证,并与MCNP进行对比。测试结果表明,串行和并行计算结果一致,且SuperMC并行效率高于MCNP。     

中国先进研究堆全堆芯扩散计算

基于物理启动、同位素生产以及空间燃耗不同考虑的全堆芯模型,采用少群扩散方法对中国先进研究堆(CARR)堆芯进行计算。通过对选定的换料方案进行堆芯第1～3炉的临界计算,得到了各炉初/末期的反应性、中子注量率以及功率分布。并且采用隐式燃耗方法模拟了CARR堆芯燃耗过程,得到了堆芯燃耗分布,分析了堆运行过程中产生的裂变产物份额并给出了中毒反应性效应。确定了CARR的基本物理特性参数,完成了CARR物理详细设计工作,为CARR最终安全分析报告的编写以及将来的运行提供必要的数据。     

基于模糊多模型的堆芯功率控制

传统的堆芯功率PID控制器是基于单一功率水平处的堆芯局部模型设计的,难以准确描述整个堆芯功率水平范围的控制。因此,本文基于5个不同功率水平下的传递函数模型,通过三角隶属度函数加权,建立堆芯模糊多模型,并依据该模型设计堆芯功率模糊PID控制。以TMI型压水堆堆芯为对象,开展不同初始功率水平下的堆芯功率跟踪、堆芯进口温度扰动的控制仿真。结果表明,基于模糊多模型设计的堆芯功率模糊PID控制器可实现对堆芯功率的良好控制。     

基于钠冷快堆BN-600的SuperMC基准校验分析

超级蒙特卡罗核模拟软件SuperMC是由FDS团队自主研发的一个通用的多物理耦合蒙特卡罗模拟程序,基于蒙特卡罗与确定论耦合方法并集成先进并行计算与减方差技术。最新版本SuperMC2.2支持中子、光子、中子光子耦合输运,实现了几何与物理的自动建模、输运计算、过程与计算结果可视化的集成计算分析。SuperMC2.2已通过国际临界安全基准实验手册(ICSBEP)、国际屏蔽积分泄漏率实验手册(SINBAD)等大量国际基准例题的正确性验证。本文用IAEA发布的钠冷快堆BN-600基准例题进一步进行测试校验,测试计算了有效增殖因数、多普勒系数、密度系数、膨胀系数等9个参数。结果显示,SuperMC2.2的计算结果与MCNP相比偏差均在1个标准差范围内,且基本在国际各研究机构计算结果之间,初步验证了SuperMC2.2应用于快堆中子输运计算中的准确性和可靠性。     

SNRE堆芯物理计算分析

采用蒙特卡罗方法的MCNP程序对小型核火箭发动机(SNRE)的堆芯建立了5个不同精细程度的计算模型,并对其有效增殖因子、转鼓价值和功率分布进行了计算。模型分析结果表明:元件均匀化处理可以满足一般的反应性计算,而要得到元件内部功率分布则必须采用精细描述元件的模型。参数计算结果表明:SNRE堆芯基本物理特性合理,转鼓控制价值足够,功率分布均匀合理,满足设计要求。     

JMCT蒙特卡罗中子-光子输运程序全堆芯pin-by-pin模型的模拟

几何栅元数超过千万、计数达数十亿、模拟粒子数达数百亿规模的反应堆全堆芯pin-by-pin问题是目前国际公认的挑战计算机和计算方法的难题。由于巨大的数据量已超过单核内存的极限,必须进行空间区域分解和数据分解。本文利用基于JCOGIN实体组合几何框架自主开发研制的三维中子 光子输运蒙特卡罗程序JMCT,通过空间区域分解和嵌套并行,完成了对大亚湾核电站1号机组反应堆全堆芯pin-by-pin模型的建模和模拟,计算给出了每个pin的注量率分布及其误差。     

SuperMC在ITER中子学建模中的应用

安全高效的新型核能系统(聚变堆和先进裂变堆等)的几何结构、材料种类与中子源特性与传统核反应堆有很大不同,其时空分布复杂,传统基于规则体组合近似的蒙特卡罗粒子输运手工建模方式存在难度大、精度低、工作量大、且易出错的问题。针对该问题,SuperMC发展了基于体面混合与四级栅元层次树的中子输运非规则建模方法。本文介绍了SuperMC在系列ITER中子学标准模型创建中的应用,对比结果表明SuperMC将ITER中子学建模效率提升了千倍以上。     

Analysis of fuel subassembly innerduct configurational effects on the core characteristics and power distribution of a sodium-cooled fast breeder reactor

The power distribution and core characteristics in various configurations of fuel subassemblies with an innerduct structure in the Japan sodium-cooled fast reactor were evaluated using a Monte Carlo code for neutron transport and burnup calculation. The correlation between the fraction of fuel subassemblies facing outward and the degree of power increase at the core center was observed regardless of the compositions. This indicated that the spatial fissile distribution caused by innerduct configurations was the major factor of the difference in the power distribution. A power increase was also found in an off-center region, and it tended to be greater than that at the core center because of the steep gradient of neutron flux intensity. The differences in the worth of control rods caused by the innerduct configurations were confirmed.     

Analysis of a multigroup stylized CANDU half-core benchmark

An 8-group cross section library is provided to augment a previously published 2-group 3D stylized half-core Canadian deuterium uranium (CANDU) reactor benchmark problem. Reference eigenvalues and selected pin and bundle fission rates are also included. This benchmark is intended to provide computational reactor physicists and methods developers with a stylized model problem in more than two energy groups that is realistic with respect to the underlying physics. In addition to transport theory code verification, the 8-group energy structure provides reactor physicist with an ideal problem for examining cross section homogenization and collapsing effects in a full-core environment. To this end, additional 2-, 4- and 47-group full-core Monte Carlo benchmark solutions are compared to analyze homogenization-free transport approximations incurred as a result of energy group condensation.     

Criticality analysis of pulse core and laser module coupled small reactor with low enriched uranium

Nuclear-pumped laser can directly convert nuclear energy to optical energy. A coupled reactor which consists of two pulse cores with highly enriched metallic uranium and a subcritical thermal laser module with highly enriched metallic uranium is one of the reactors for nuclear-pumped laser. In this paper, criticality analysis of a coupled reactor which consists of pulse cores with 20% enriched metallic uranium and a subcritical thermal laser module with 20% enriched metallic uranium was performed by Monte Carlo calculation. The result of criticality analysis showed the following three points. First, a coupled reactor with 20% enriched metallic uranium can achieve criticality. Second, using eight pulse cores in axial direction is effective to achieve flattened axial power distribution in the laser module. Third, less than 20% of the energy released from fissions in the whole coupled reactor has the possibility to be converted to optical energy for a coupled reactor with 100% enriched uranium, and less than 7% for a coupled reactor with 20% enriched uranium.     

蒙卡-燃耗程序系统及ADS基准题的计算

为对核废物进行嬗变,提出了加速器驱动的次临界系统(ADS)。由于外中子源的存在及中子注量率的各向异性,ADS的核计算和常规反应堆的有较大的差别,原则上需要应用中子输运理论的方法,目前尚无成熟的计算方法与程序。为此,IAEA提出了ADS基准题。基准题分为几个阶段,第一阶段主要致力于ADS的中子性能分析,检验现有核数据库、计算方法和程序的可靠性及不确定性。开发了MC-NT-ORIGEN2程序系统,并对该基准题进行了给定次临界点下的富集度、零燃耗下的径向与轴向的功率分布、反应性空泡效应、外源价值和燃耗的计算,取得了满意的结果。     

基于SuperMC对结构缝隙影响中子屏蔽的研究

本文基于Monte Carlo粒子输运计算程序SuperMC,计算了四种含硼聚乙烯(B-PE)结构缝隙对两种谱中子的衰减倍数。为了便于比较不同结构缝隙对中子屏蔽性能的影响,统一与相同厚度无缝隙材料相比得到中子衰减倍数相对减小量,并在相同条件下对计算结果进行了实验验证。结果表明:对于厚度6 cm的B-PE材料,斜缝结构的快中子衰减倍数相对减小量为直缝结构的1/8,斜缝结构的慢化中子衰减倍数相对减小量为直缝结构的1/3,斜缝结构对中子屏蔽产生的负面影响最小。     

基于参数的可视化裂变堆芯蒙特卡罗自动建模方法

蒙特卡罗程序已经广泛应用在裂变反应堆设计和验证过程中,快速获得高效的计算模型可以有效缩短反应堆的设计周期。本研究提出并实现了一种裂变堆芯快速蒙特卡罗建模的方法,该方法基于参数可视化和层次化两种建模思想快速构建出精细裂变堆芯计算机辅助设计(Computer Aided Design,CAD)模型且将其快速转换成蒙特卡罗计算模型,同时采用一种新的堆芯分段管理方法实现了大规模裂变堆模型流畅交互。基于此方法快速构建了加速器驱动次临界反应堆(Accelerator Driven Sub-critical System,ADS)的精细堆芯模型,通过与蒙特卡罗程序计算的参考结果进行对比,证明了此建模方法的高效性和可靠性。     

基于GDT的聚变裂变混合堆堆芯参数初步设计研究

基于Gas Dynamic Trap(GDT)装置的实验进展,提出了用于驱动聚变裂变混合堆包层的聚变堆芯参数设计。基于零维堆芯物理模型,计算分析给出了一套聚变功率为50MW的初步堆芯参数方案。利用GDT装置的实验结果对该物理模型进行计算对比校验,显示该物理模型和设计参数的可靠性。