KYCORE程序中子输运计算的改进

KYCORE程序是在中国核动力研究设计院开发的二维组件计算程序KYLIN-2基础上开发的三维堆芯数值计算程序,其中中子输运部分采用径向特征线方法(MOC)与轴向离散坐标法(SN)直接角通量耦合的方法实现高精度计算,并通过粗网有限差分方法(CMFD)加速实现快速收敛。KYCORE程序因为计算流程的简化,导致可能出现不收敛,因此在计算方法和网格划分上做了改进,提高了计算的稳定性和包容性。通过与C5G7扩展基准题和蒙特卡罗程序的计算对比,数值验证了KYCORE输运部分计算的稳定性与准确性。     

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。     

模块化2D/1D耦合特征线法MMOC程序开发及验证

本文基于耦合求解的思想,轴向、径向均采用特征线法（MOC）,通过开展2D/1D耦合MOC理论模型、模块化几何预处理方法研究,开发了2D/1D耦合MOC 3D中子输运求解程序MMOC,并开展了1D/2D/3D C5G7基准题验证。k_eff的相对误差分别为0.082%、0.045%、0.032%,该程序准确有效,计算精度满足中子输运计算的要求。     

基于特征线方法的二维/三维耦合算法研究

目前高保真物理计算中大多采用基于特征线方法(MOC)的二维/一维(2D/1D)耦合方法作为中子输运求解器,经典的2D/1D耦合中子输运算法中,泄漏项计算的准确度直接影响最终收敛结果的计算精度。为了获取更精确的泄漏项,在二维/三维(2D/3D)耦合方法中采用3D全局离散纵标方法(SN)计算得到轴向泄漏项,给2D MOC进行计算,同时2D MOC为3D SN计算提供均匀化截面。为保证3D SN计算能够考虑到栅元内部注量分布,计算出射角通量时引入注量修正因子。在2D/3D耦合计算中,对2D MOC和3D SN计算进行迭代,直至问题得到收敛。基于2D/3D耦合方法,开发了相应的程序,通过对C5G7基准题的计算可知,2D/3D耦合方法在减少MOC计算层数的情况下可以获得很好的计算结果,初步具备小堆芯一步法输运计算的能力。     

RMC程序敏感性分析功能的并行策略与验证

针对堆用蒙特卡罗程序(RMC)中的有效增殖系数(keff)敏感性分析功能,为提高计算效率并降低内存占用,在RMC中实现了分别基于下一代裂变中子数以及中子产生率的伴随注量率估计方法的2种并行策略,并使用无限均匀介质多群算例和连续能量算例对该功能进行验证。结果表明,2种并行策略所求得的敏感性系数均与解析解、蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP6)的计算结果吻合良好,计算速度为MCNP6的3倍左右,统计不同核素的总截面敏感性系数的品质因子为MCNP6的4~8倍左右。     

基于模块化特征线方法的二维/一维耦合输运程序开发

随着各种新堆型的提出,全堆芯非均匀计算的需求也日益迫切。基于需求和可行性的考虑,提出了二维/一维(2D/1D)耦合方法求解三维(3D)非均匀问题,国际上已经开发出许多这样的程序。本文基于模块化特征线方法开发了2D/1D耦合程序—MOCHA_2D1D,2D耦合程序计算采用模块化特征线方法,1D耦合程序计算采用Sn差分方法。经过验证,程序计算精度符合反应堆物理计算要求。     

快堆物理计算程序NECP-SARAX1.0开发

针对快堆物理特点,提出一套用于快堆堆芯核设计和稳态分析的计算程序NECP-SARAX1.0。程序采用基于ENDF/BVII的连续能量数据库,利用OPENMC程序产生多群截面,堆芯计算采用非结构网格进行几何建模,采用SN节块输运方法以同时满足临界和次临界堆芯的计算需求,采用微扰方法计算堆芯多普勒系数。数值验证表明,该程序具有较高的计算精度,与蒙特卡洛(MCNP)直接计算相比,有效增殖系数(keff)偏差在100×10-5左右。     

各向异性散射截面对快堆敏感性系数计算影响研究

快能谱反应堆由于中子能量较高,中子各向异性散射会对计算结果有重要影响。本文在计算弹性散射和非弹性散射截面敏感性系数时,研究了高阶散射截面扰动对弹性散射和非弹性散射截面敏感性系数计算的影响。从理论上分析了隐式敏感性产生的原因和相关近似条件,采用直接扰动方法计算了ZPR-6/7快能谱反应堆主要核素的主要反应道的敏感性系数。研究结果表明,对于ZPR-6/7快能谱反应堆,不扰动238U高阶散射截面,总的弹性散射截面的敏感性系数比考虑高阶散射截面时的敏感性系数高44.3%,不考虑56Fe高阶非弹性散射截面的扰动,会造成非弹性散射截面敏感性系数偏高28.9%,而对其他核素的弹性散射和非弹性散射的敏感性系数影响较小。考虑到高阶散射截面后,自主开发的程序SUFR计算的总的敏感性系数结果与国际同类程序ERANOS和MCNP的计算结果吻合很好,最大偏差不超过3.22%,同时238U的弹性散射反应道和56Fe的非弹性散射反应道对有效增殖因子不确定度分析的精度也有了很大提高。因此,快堆敏感性系数计算需要考虑高阶散射截面影响,同时敏感性和不确定度分析程序SUFR开发正确,针对于快能谱反应堆进行敏感性系数的技术路线可行,计算精度同国际同类程序的计算精度相当。      

燃耗截面基本库对输运燃耗耦合计算的影响分析

基于蒙特卡罗中子输运程序和ORIGEN2点燃耗程序的蒙特卡罗输运燃耗耦合计算方法应用广泛。但现有评价库中子连续截面的核素个数远小于燃耗计算涉及到的核素数量,即通过输运计算得到的燃耗截面不足以完全替代燃耗计算的基本库。采用经过栅元验证的蒙特卡罗燃耗程序MCBMPI,对最新的VERA燃耗计算基准题进行验证计算,对比分析不同的燃耗截面基本库对输运燃耗计算的影响。分析结果表明:1)在实际应用中尽量不要采用典型热中子截面库,会带来较大偏差;2)在燃耗计算核素替换较多的情况下,对该基准题而言,选取典型压水堆基本库还是典型快堆基本库,对结果影响不大,二者keff偏差在8‰以内,燃耗末期235U偏差在4‰以内,135Xe偏差在5‰左右;3)建议选取与研究对象能谱相近的基本库。     

快堆用蒙特卡罗多群数据库制作方法研究

基于离散角方法,开发了蒙特卡罗多群数据库生成程序MGXSMC,该程序可以实现从输入文件读取截面数据或者从指定格式的截面库中读取截面,产生可供蒙特卡罗程序MCNP或RMC计算的数据库,并且可自动生成相应的索引文件列表。采用二维两群不带反射层的国际原子能机构(IAEA)压水堆(PWR)基准题和铅基快堆(RBEC-M)基准题对MGXSMC程序加工产生的核数据进行验证,计算结果表明,采用P₅阶近似多群截面与连续点截面计算的有效增殖系数(k_eff)结果相差24 pcm(1pcm=10^-5),而采用P₀阶近似多群截面与连续点截面计算的k_eff结果相差较大。由此说明蒙特卡罗多群数据库的制作方法和所开发的程序是正确的,同时,中子各向异性散射对铅基快堆计算结果影响较大,故制作蒙特卡罗多群数据库时应加入中子散射角数据。     

三维多群P5中子输运蒙特卡罗程序MCMG及检验

本工作介绍了自主开发研制的三维多群P₅中子输运蒙特卡罗程序MCMG及从ENDF/B-Ⅶ库制作的47群P₅中子截面库G47B7P5N。MCMG程序发展了针对物质的碰撞机制,适合ANISN格式和非标准ANISN格式的多群中子截面。程序计算了6个临界基准模型和2个外源问题,模拟取得了与实验和连续截面MCNP程序一致的结果,计算速度较MCNP程序提高3倍以上。     

压水堆燃耗库的开发与验证

基于最新发布的评价数据库ENDF/B-Ⅷ.0、FENDL-3.1D和EAF-2010开发了一个压水堆(PWR)用燃耗库BURN.SNERLIB,用于ORIGEN-S程序。此数据库由三部分组成:衰变数据、裂变产额数据和截面数据,其格式与ORIGEN-S自带压水堆数据库的格式保持一致。衰变数据选取MF=8文档中的MT=457反应数据进行加工;裂变产额数据共考虑了30种可裂变锕系核素,由特定入射能量下MT=454和MT=459反应数据加工得到;截面数据采用三群结构,首先基于典型压水堆燃料棒栅元在指定燃耗深度下的输运计算获得燃料区域内逐点中子能谱,以此逐点中子谱为权重谱通过NJOY程序将ENDF/B-Ⅷ.0等评价库中的连续截面制作成精细群截面,对精细群截面进行并群计算生成三群截面。利用OECD/NEA公布的压水堆基准题进行了验证,验证了此方法加工ORIGEN-S燃耗库的正确性。分析结果表明,对于某些燃耗计算重要核素,如238 Pu等,基于最新评价库开发的数据库比自带库的计算结果更接近于实验值,提升了ORIGEN-S的计算精度。     

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。     

六角形布置反应堆高保真物理计算方法研究与验证

俄罗斯商用压水堆VVER和大多数实验堆均采用了六角形紧凑型栅格布置,为了实现VVER和六角形实验堆的高保真数值模拟分析,本文基于数值反应堆物理计算程序（NECP-X）开展了六角形堆芯高保真计算方法研究和程序开发。首先,将全局-局部耦合共振自屏计算方法拓展至六角形堆芯,实现六角形堆芯燃料棒的全堆芯高精度共振计算;其次,基于2D/1D耦合输运计算方法研究了六角形堆芯的高保真计算方法;最后,为了提高全堆芯计算的计算效率,研究了基于区域分解松耦合的非结构网格的粗网有限差分（CMFD）加速方法,可以实现以矩形、六角形和其他多边形栅元为基础的pin-by-pin CMFD 加速。为了验证六角形堆芯高保真计算方法的精度和效率,计算了六角形C5G7基准问题,并分析了六角形输运计算方法的计算精度和CMFD方法的加速效果;将NECP-X程序应用于西安脉冲堆的2D全堆芯计算,与蒙特卡罗程序的结果对比表明NECP-X程序计算得到的特征值和功率分布均具有较高精度。因此,本文建立的六角形堆芯高保真计算方法可以应用于六角形堆芯的分析计算。      

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。     

NECP软件包中NECL子群数据与任意几何共振模块研制

本文基于子群方法对NECP软件包开发了多群数据库模块和子群共振计算模块。采用本实验室开发的二维任意几何输运程序矩阵MOC作为子群共振模块的求解器。使用MCNP与子群程序计算一系列的共振基准题,并比较了两者所计算的无限增殖因数k_inf和²³⁵U与²³⁸U的微观截面。结果表明,子群程序对任意几何有良好的适应性和精度,可适用于二维任意几何的共振计算。     

三维瞬态输运程序在中子点火中的应用

基于广义半马尔科夫过程模拟方法开发了一套三维中子输运瞬态蒙特卡罗程序GSMP3D，该程序使用ACE格式连续截面，适用于随机中子场瞬态和强中子场瞬态问题的求解。以美国劳伦斯利弗莫尔国家实验室(LLNL)和洛斯阿拉莫斯国家实验室(LANL)提供的中子点火对算模型为例，对比了GSMP3D与美国点火程序Mercury的计算结果，二者吻合很好，GSMP3D不仅给出了中子点火概率，还提供了定态点火实验的中子爆发等待时间的统计结果。表明该程序可用于处理中子点火问题。     

二维任意几何子群共振计算程序的开发

传统共振方法是基于多群数据库插值表的等价理论有理近似方法,其几何适应能力仅限于简单几何,不能胜任复杂情况的共振自屏计算。子群方法基于共振峰的概率分布得到子群参数,利用现有的适用于任意几何的中子输运程序求解子群通量密度,通过子群通量密度权重子群截面,得到具体问题各个共振区的自屏截面。基于子群方法,开发了适用于二维任意几何的子群共振程序(SUGAR)。例题校验结果表明,SUGAR程序适用于二维任意几何共振计算。     

基于经典微扰理论的特征值灵敏度和不确定度分析

核数据不确定度作为组件/栅元计算不确定度的重要来源,备受重视和研究。本文采用经典微扰理论,推导输运计算中keff对于核数据的灵敏度系数和不确定度的计算方法。基于ENDF/B-Ⅶ.1制作多群协方差数据库,并根据所采用的组件输运求解程序的截面模型对分反应道协方差矩阵进行归并。开发灵敏度和不确定度分析程序COLEUS,对传统压水堆燃料栅元进行计算分析。数值结果表明,栅元计算的keff对235 U每次裂变中子产额的扰动最为敏感,238 U俘获截面对keff不确定度的贡献最大。目前的核数据的不确定度会给keff带来0.4%~0.5%的不确定度。     

中子比释动能系数和辐射损伤截面计算程序KDC的研发

为弥补国内在由评价核数据出发计算中子比释动能(KERMA)系数和辐射损伤截面的程序方面的空白,建立了中子KERMA系数和辐射损伤截面计算方法,并基于FORTRAN-90程序语言开发了具有自主知识产权的中子KERMA系数和辐射损伤截面计算程序KDC。另外,针对能量平衡检查过程中发现的能量不平衡问题,提出了一种对不合理KERMA系数进行直接修订的方法,即用运动学上限替代不合理KERMA系数,并在KDC程序中实现了这一修订功能。通过将KDC程序与国际上广泛应用的核数据处理程序系统NJOY中的HEATR模块的计算结果进行比对,验证了KDC程序在计算结果和功能上的可靠性。