反应堆堆芯先进中子学模拟软件SCAP-N研发

堆芯中子学计算是反应堆设计分析的基础,为提高堆芯中子学计算的模拟分辨率与计算精度,开发了反应堆堆芯先进中子学模拟软件(SCAP-N)。该程序首先根据轴向特征对堆芯进行分层,并逐层进行二维堆芯非均匀输运计算,再采用超级均匀化方法(SPH)获得栅元等效均匀化截面,最后进行三维堆芯逐棒(pin-by-pin)输运计算,获得堆芯有效增殖因子与精细棒功率分布。为提高程序计算效率,采用分布式/共享式(MPI/OPENMP)混合并行方式对程序进行了并行化开发。利用虚拟反应堆(VERA)系列基准例题及美国先进非能动压水堆(AP1000)启动物理试验实测数据对程序进行了测试验证。结果表明,相比于商用核设计程序系统,SCAP-N程序采用的逐棒输运技术能够提高堆芯中子学的计算精度。与同类型高精度中子学程序相比,SCAP-N具有更高的计算效率,可进一步提高核电厂的经济性及运行灵活性。     

基于连续能量蒙特卡罗的快中子反应堆均匀化截面计算方法研究

快堆确定论两步法通常由组件均匀化截面计算和堆芯扩散/输运计算共同组成,已广泛应用于快堆工程设计与分析领域。基于连续能量精细几何的蒙特卡罗均匀化截面计算方法可为先进快堆提供高精度均匀化群常数。本文简要综述了蒙特卡罗生成的均匀化截面与堆芯扩散/输运计算结合的发展现状与技术趋势。介绍了蒙特卡罗体积通量均匀化方法和超级均匀化等效修正方法,提出了蒙特卡罗通量矩均匀化方法。以MET-1000金属燃料快堆数值对标为例,针对堆芯扩散计算,对控制棒使用超级均匀化等效修正方法,将堆芯扩散计算的控制棒价值高估从13.5%减小到0.35%,并提高了功率分布预测精度;针对堆芯输运计算,定量解析了误差原因,提出了蒙特卡罗通量矩均匀化方法,可减小MET-1000堆芯输运计算的反应性误差698 pcm。本文中适用于快堆扩散及堆芯输运计算的蒙特卡罗均匀化截面生成方法针对先进非均匀布置快堆、小型快堆等新型堆芯,与不同堆芯求解器的结合有待进一步发展与验证。同时,蒙特卡罗生成快堆均匀化截面还有许多问题需要深入研究,如不连续因子修正、基模修正、历史效应处理方法等。     

压水堆堆芯Pin-by-pin均匀化计算中非均匀泄漏修正模型研究

在压水堆堆芯Pin-by-pin均匀化计算中采用均匀泄漏修正模型及非均匀泄漏修正模型对组件计算的中子能谱进行修正,本文研究了Pin-by-pin均匀化计算中均匀泄漏修正模型及非均匀泄漏修正模型的实现方式,提出了非均匀泄漏修正模型和栅元均匀化方法的联合实现方式,并分析比较了不同栅元均匀化扩散系数产生方式的计算效果。数值结果表明,非均匀泄漏修正模型及由其产生的中子泄漏系数能有效提高压水堆堆芯Pin-by-pin计算的精度。     

基于改进多区delta-tracking方法的蒙特卡罗中子输运跟踪与临界计算验证

传统蒙特卡罗程序进行中子输运跟踪时,当中子穿越不同材料边界时需频繁大量地计算中子到材料边界的距离,若中子平均自由程大于局部模型的宏观尺寸,则大量的距离计算会显著降低中子输运跟踪效率。为弥补传统中子输运跟踪方法带来的潜在效率降低的缺陷,本文提出了改进多区delta-tracking中子输运跟踪方法,通过引入虚截面来对模型进行多区的虚拟均匀化处理,进而在中子输运跟踪时可不考虑材料边界穿越问题,理论上可提高中子输运跟踪效率。将改进多区delta-tracking中子输运跟踪方法在多功能辐射输运模拟仿真平台MOSRT系统中进行了程序实现。利用基准题和全堆芯模型开展了临界计算验证,证明了本文方法及程序的正确性和有效性。     

基于GPU加速的三维堆芯物理程序STORK的开发与验证

基于小型多GPU计算平台,采用二维全堆逐层特征线方法(MOC)和三维逐棒(pin-by-pin)三阶简化球谐函数方法(SP3方法)相耦合的方式开发了堆芯三维输运中子学计算程序STORK。在方法论方面,首先通过对堆芯各轴向层的二维MOC输运计算在线产生栅元均匀化截面以及超级均匀化修正因子(SPH因子),然后采用SP3方法进行pin-by-pin三维堆芯计算。在程序开发方面,采用了CUDA、C++和Python的混合编程,且所有计算模块都基于CUDA/C++开发,并进行了大量的性能优化。通过对C5G7三维插棒基准题和VERA基准题的验证表明,与国际上同类中子学计算软件相比,基于CPU/GPU异构系统开发的STORK程序在计算效率和计算成本方面都具有明显优势。     

矩形网格下基于准扩散的堆芯pin-by-pin计算研究

随着堆芯中子学计算对精度要求的不断提高,基于栅元均匀化的pin-by-pin方法成为国内外研究热点。由于pin-by-pin计算巨大的空间网格量及栅元层面较强的非均匀性,目前常用的SP3/GSP3方法在平衡计算精度和计算效率方面还存在一定局限性,为此有必要寻找一种同时考虑计算精度与效率的堆芯计算方法。基于准扩散的堆芯pin-by-pin计算方法从中子输运理论出发,引入艾丁顿因子推导建立三维准扩散方程及边界条件,研究该方程泄漏项的特殊处理方法,同时基于节块展开法建立堆芯pin-by-pin数值计算方法并验证。数值结果表明,对于结构复杂、中子各向异性显著的堆芯,准扩散pin-by-pin计算精度要明显优于传统扩散计算,而两者计算效率相当。该方法是一种平衡了堆芯计算效率与精度的计算方法,为准扩散理论应用于堆芯pin-by-pin计算提供了基础。     

高温气冷堆控制棒区等效截面方法的改进

等效截面方法以耦合输运计算和扩散计算为基础,只需要对吸收体区的扩散截面系数进行修正,能够方便地求解带有强吸收体的堆芯计算问题。本文以二维输运计算为基准,在二维堆芯模型的条件下尝试了将吸收体区域进行网格划分的可能性,并对几种网格划分的方式及相应的均匀化方案进行了初步探索。计算结果证明,这套方法既能保持扩散计算速度快的优点,又能达到精细化输运模型计算的精度。     

基于OpenFOAM的中子输运动力学求解器ntkFoam研究

由于中子输运模拟的复杂性及其与其他物理过程耦合的困难性，全堆芯精细中子输运-热工水力多物理计算是核工程领域的难点。本文基于有限体积C++开源软件OpenFOAM，采用有限体积法建立稳态和瞬态中子输运动力学方程数值求解模型，开发了中子输运动力学求解器ntkFoam。通过对多个基准问题进行模拟验证表明，本文建立的ntkFoam求解器能准确模拟中子输运动力学问题，并能很好地适应于不同维度及复杂几何条件；可实现中子输运、传热传质的精细耦合，为基于中子输运计算的全堆芯多物理模拟提供了一些精确耦合的思路与方法。      

输运方法求解堆芯均匀化问题

研究不连续因子在输运方法求解堆芯均匀化问题中的应用。选用的计算方法为二维离散纵标法(SN),重点讨论了普通燃料组件和强吸收的控制棒组件的均匀化处理。将不连续因子引入SN方法中、给出了两种不连续因子的求解方法以及修正控制棒组件均匀化吸收截面的修正因子。通过两个典型例题的计算显示改进效果。     

不连续因子应用于高温气冷堆三维扩散计算

高温气冷堆的三维燃耗计算、三维控制棒价值计算、堆芯功率重构以及芯外探测器响应分析都必须通过三维计算实现.由于高温气冷堆侧反射层中控制棒与吸收球区均为强吸收体,因此,在该区域无法直接用扩散方法计算,而用输运方法实现三维计算又过于耗时.根据不连续因子理论,利用二维(R,θ)几何下输运-扩散耦合计算,实现控制棒与吸收球区的局部均匀化,求得不连续因子和均匀化截面.在此基础上,实现带不连续因子的三维扩散计算.计算结果表明:常规的扩散计算会带来误差,采用不连续因子修正的扩散计算,不但对中子注量率分布改善明显,对本征值、控制棒价值等的改善也很明显,可逼近精细的输运方程的结果,而计算量明显减少.带不连续因子修正的扩散计算是实现高温气冷堆三维计算的有效途径.     

CFR600核设计中控制棒价值非均匀效应的群常数修正方法研究

CFR600堆芯反应性控制和停堆仅使用控制棒,其价值计算的准确性对核设计至关重要。CFR600核设计计算中,组件使用直接体积均匀化,不考虑非均匀效应。但控制棒非均匀效应较强,需进行修正。本文研究控制棒非均匀效应的群常数修正方法,推导通量权重和反应性等效方法的理论计算公式;结合细网差分程序,开发完成群常数修正计算程序CREC;对CFR600安全棒和补偿棒的12群群常数进行修正计算研究,并验证了控制棒价值非均匀修正的计算结果。通量权重和反应性等效方法的计算结果与参考值吻合较好,此两种方法均可对控制棒价值非均匀效应进行有效修正。     

快堆控制棒组件非均匀效应修正方法研究

控制棒组件是快堆控制系统和安全保护系统的重要组成部分,快堆控制棒价值的准确求解至关重要。基于PASC?5程序的快堆少群均匀化群常数计算中使用直接体积均匀化方式,这会导致控制棒价值严重高估,必须对控制棒组件的非均匀效应进行修正。基于群常数修正的思路,本论研究了体积?通量权重、反应率之比守恒和反应性守恒3种方法在快堆控制棒组件非均匀效应修正中的应用;基于二维特征线程序开发了群常数修正因子计算程序FRHP。通过中国实验快堆算例进行测试验证,修正后的控制棒价值计算结果与MCNP计算的参考结果符合较好,表明3种方法均能对控制棒组件的非均匀效应实现有效修正,其中反应性守恒方法修正效果最好。     

组件均匀化中的边界条件误差修正方法研究

目前常用堆芯物理计算程序在进行组件等效均匀化时大都采用反射边界条件,本文分析了真实边界条件对组件均匀化参数的具体影响,并将这些影响归结为四个可以量化的效应,然后通过线性化假设,得到影响公式.在一个测试模型上的计算发现,通过这四个效应的修正能有效还原回Colorset输运解.该方法可以在不增加更多计算时间的前提下,使采用...     

Applicability of angular flux discontinuity factor preserving region-wise leakage for integro-differential transport equation

In the current core analysis, spatial homogenization is utilized to reduce the computational time. The discontinuity factor (DF) is one of the effective correction factors to reduce spatial homogenization error. The DF in diffusion equation is widely used; on the other hand the DF in transport equation has not been put to practical use although several efforts have been carried out. In this paper, the angular flux discontinuity factor (AFDF) as the DF for the integro-differential transport equation (e.g., the discrete-ordinate method, the method of characteristics) is theoretically described and its applicability is discussed. The AFDF is used to preserve the region-wise neutron leakage at each spatial mesh and defined as a ratio of heterogeneous and homogeneous angular fluxes at the homogenized region surface. In a homogeneous calculation with the AFDF, the angular flux is discontinuous at the region surface. In this paper the applicability of the AFDF to fuel pin cell homogenization is verified for one-dimensional slab geometry. As a result of this verification, it is confirmed that the AFDF has the capability to reduce the spatial homogenization error of fuel pin cell homogenization.     

Neutron Anisotropic Scattering Effect in Heterogeneous Cell Calculations of Light Water Reactors

A study on the anisotropic scattering effects in heterogeneous square cells of light water reactors has been performed using the characteristics method. It was found that the effects of the anisotropic scattering were relatively large for the MOX fuel cell because of the large neutron current from the moderator to the fuel region and the k _inf value by the P₀ calculation became 0.10–0.16% larger than that by the P₅ calculation. With the transport correction, the k _inf difference from the P₅ calculation became even larger than that from the P₀ calculation and the k _inf value by the transport correction became 0.18–0.25% larger than that by the P₅ calculation for the MOX fuel cell. The transport corrected self-scattering cross sections of the moderator region become smaller than the non-transport corrected ones and the angular flux distribution becomes more anisotropic with the transport correction. Therefore, more neutrons toward the moderator region between the fuel pellets can slow down to the lower energy region with the transport correction. As a result, the k _inf value by the transport correction becomes larger than that by the P₀ calculation, which is opposite effect to that by the P₅ calculation.     

堆芯核设计程序CYCAS少群截面模型开发

少群截面模型为堆芯三维扩散计算提供实时的节块均匀少群截面,是堆芯计算程序的关键模型之一。CYCAS程序是上海核工程研究设计院最新开发的堆芯三维核设计程序。本文在详细解析影响节块截面的各种因素的基础上,提出应用于CYCAS程序的少群截面的模型。该模型采用能谱修正方法处理由于能谱变化所引入的二次效应,采用微观燃耗修正方法处理燃耗历史效应。单组件和AP1000核电厂的数值验证计算表明,该模型具有很高的计算精度。     

基于RMC程序的用康普顿轮廓进行束缚态电子多普勒展宽修正研究

堆用蒙特卡罗程序RMC具备中子、光子、电子耦合输运能力，能完成精确的屏蔽计算，其中光子输运过程采用光子数据库进行了康普顿散射模拟。本文对康普顿散射物理原理及多普勒展宽方法进行分析，使用康普顿轮廓数据对束缚态电子进行多普勒展宽修正，实现了RMC程序对自由电子和束缚态电子的选择性处理。通过核素算例测试，观察到了多普勒能谱展宽的效应，证明了该方法的正确性。通过对典型压水堆组件的计算和对比，验证了用康普顿轮廓进行束缚态电子多普勒展宽修正的必要性和正确性。     

γ射线自吸收修正因子精确计算方法研究

对具有一定几何尺寸的样品进行γ谱分析时,样品自身对γ射线的吸收影响对核素含量的精确测量。本文在对比国内外关于自吸收修正因子计算方法的基础上,分析了被广泛采用的简化计算模型存在的问题及对修正结果的影响。基于混合蒙特卡罗模拟的思想,提出了自吸收修正因子的精确计算模型,并使用FORTRAN程序进行了随机抽样和积分计算,得到精确的自吸收修正因子。通过加标样品及不同质量标准源的对比测量,将精确计算模型与简化计算模型和无源效率校准软件计算结果进行了对比分析。结果表明,简化计算模型过高评估了自吸收干扰,而精确计算模型计算结果与实验测量结果及无源效率校准软件计算结果具有较好的一致性,相对偏差不大于5%。最后针对核电厂周围环境中主要关注的γ核素,使用精确计算模型得到了不同γ核素在土壤中的自吸收修正因子。     

On the diffusion coefficient calculation in two-step light water reactor core analysis

This paper presents consistent and rigorous accuracy assessments of various methods for calculating the diffusion coefficients in a two-step reactor core analysis of light water reactors (LWRs). The diffusion coefficients are significantly affected by the transport correction and critical spectrum calculations. There are various methods for the transport corrections (inflow/outflow/hybrid corrections) and critical spectrum calculations (B₁/P₁/CASMO-4E methods) so that it is necessary to decide the best combination to achieve a high accuracy in the transport/diffusion two-step analysis. Numerical tests are performed step-by-step to search for the best combination of the methods by comparing each other the transport one-step results, transport/diffusion two-step results, and Monte Carlo results. Numerical test results with a large and a small LWR core show that the combination of inflow transport correction and CASMO-4E critical spectrum calculation is most accurate than the other combinations in terms of eigenvalues and assembly power distributions.