基于DRAGON程序的二维/一维耦合堆芯输运计算程序开发

DRAGON程序能够进行三维特征线法(MOC)计算,但需大量的计算时间与内存,虽在其中引入大量近似并应用多种加速算法,仍无法满足工程应用的需求。基于DRAGON程序中现有的二维MOC计算模块,开发二维MOC与一维节块展开法(NEM)耦合的堆芯输运计算程序DRAGON_HEU,在三维粗网有限差分(CMFD)加速算法的全局框架下通过轴向和径向泄漏项将二维全堆非均匀栅元MOC计算与轴向均匀栅元扩散计算耦合,实现三维堆芯Pin-by-Pin计算。运用C5G7-3D三维扩展基准题验证DRAGON_HEU,计算结果表明:DRAGON_HEU能够节约大量计算时间且具有很高的计算精度。     

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GPU并行的二维时空中子动力学MOC程序开发及验证

目前特征线方法（MOC）被广泛应用于反应堆精细中子输运计算。为提高基于MOC方法的时空中子动力学输运计算效率,本文开发了ALPHA程序的动力学计算模块,实现了基于GPU并行的二维精细动力学输运计算。同时,实现了基于GPU并行的CMFD加速计算,并对TWIGL基准题和MINI-CORE基准题进行验证。数值结果显示,基于GPU并行的中子动力学计算方法能保证良好的计算精度,且具有明显的加速效果。     

SONG—输运计算模块程序开发

多功能栅格计算程序SONG采用特征线方法(MOC)及粗网有限差分(CMFD)加速方法进行中子输运计算,具备在数据库能群结构下全组件精细几何计算能力。同时具有与MOC相适应的几何预处理模块,采用基于组件的模块化射线追踪,可处理方形、六角形组件及棒状、板状燃料元件。通过模块化的流程与数据结构设计,开发形成了几何无关的MOC输运求解模块,同时形成了可扩展的组件几何预处理模块。不同形状组件的几何处理模块与输运求解模块具有统一的数据接口。通过相关问题的计算表明,SONG程序具备多几何组件处理能力,同时输运计算结果具有较好的精度、效率及稳定性。     

应用CMFD加速区域分解的并行MOC

空间区域分解适合于大规模并行求解中子输运方程,但是子区域的增多会导致收敛变慢。为了克服这一缺点,采用粗网有限差分(CMFD)技术对空间区域分解的并行特征线方法(MOC)进行加速。使用ScaLAPACK求解CMFD粗网扩散方程;CMFD的粗网解既用来修正细网标通量,又用于修正内界面角通量。一维MOC数值结果表明,对于区域分解并行的MOC,CMFD技术是一种十分高效的加速方法,可以显著提高收敛速度。     

应用CMFD加速区域分解的并行MOC

空间区域分解适合于大规模并行求解中子输运方程,但是子区域的增多会导致收敛变慢。为了克服这一缺点,采用粗网有限差分(CMFD)技术对空间区域分解的并行特征线方法(MOC)进行加速。使用ScaLAPACK求解CMFD粗网扩散方程;CMFD的粗网解既用来修正细网标通量,又用于修正内界面角通量。一维MOC数值结果表明,对于区域分解并行的MOC,CMFD技术是一种十分高效的加速方法,可以显著提高收敛速度。     

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。     

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。     

COSINE软件包组件参数计算程序LATC中SN输运模块的开发与初步验证

本文论述了组件参数计算程序LATC的离散纵标（S_N）输运模块的理论模型。通过对基准问题的校验,验证了自主开发的组件参数计算程序LATC中基于一维、二维S_N理论及扩散综合加速收敛方法的输运模块。结果表明,LATC组件参数计算程序的S_N输运模块与基准解吻合良好,初步验证了LATC组件参数计算程序的S_N输运模块的正确性。     

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。     

CANDU堆燃料管理计算软件的应用研究

我国秦山三期核电厂采用的是加拿大CANDU-6反应堆机组。这是我国首次引进重水压力管式反应堆堆型，为了满足这一新堆型燃料管理计算的需要，开发了CANDU堆燃料管理的计算软件DRAGON/DONJON。并采用这套程序对秦山三期CANDU-6反应堆进行了一些初步的燃料管理计算。许算结果表明DRAGON／DONJON可满足秦山三期核电厂燃料管理计算需要。     

DRAGON程序加载WLUP数据库处理钍基燃料的基准题计算验证

为验证DRAGON程序加载WLUP数据库处理钍基燃料问题的可靠性,本文使用DRAGON程序加载WLUP提供的14种WIMSLIB格式核数据库,计算钍基燃料基准问题的k_eff并与实验值进行比对,选择IAEA提供的WIMSD程序计算结果作为比对组。结果表明：DRAGON程序计算结果与WIMSD程序计算结果表现出较好的吻合性,处理轻水慢化钍基燃料时,推荐使用endf68gx数据库,其平均相对偏差为0.18%;处理重水慢化钍基燃料时,推荐使用endf71与jendl3gx数据库,其平均相对偏差为0.81%。因此,使用DRAGON程序加载合适的WLUP数据库计算钍基燃料问题具有一定的可行性。     

一步法输运计算程序KuaFu开发与验证

为了拓展一步法输运计算方法在结构复杂先进反应堆中的应用,基于构建实体几何理论及二维/一维耦合方法,采用C++、Python混合编程开发了一步法输运计算程序KuaFu,并应用粗网有限差分方法（CMFD）、大规模并行技术对二维/一维耦合方法进行加速。通过C5G7基准题对几何建模的可视化功能、并行功能及计算精度进行评估,获得计算结果与蒙特卡罗程序（MCNP）的相对误差。计算结果表明,程序具有较好的可视化功能和用户友好性;KuaFu程序与MCNP参考解符合较好,计算精度良好。      

求解中子输运SP3方程的半解析节块方法

中子输运简化P3 (SP3)方法是对中子输运方程PN的一种近似,可以转换为与中子扩散方法相似的形式.采用节块方法中有效的半解析方法求解中子输运SP3方程,同时也基于粗网有限差分(CMFD)方法采用细网有限差分(FMFD)形式同样求解该方程.通过对NEACRP-L-336基准题(修改)的数值计算,验证了通过Pin-By-Pin的节块计算能够获得与FMFD几乎相同的结果,而Pin-By-Pin的CMFD计算结果与FMFD计算结果有一定的偏差.     

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。      

Modeling reactivity devices for advanced CANDU reactors using the code DRAGON

Full core analysis of typical power reactors generally performed uses few group diffusion theory, it is necessary to generate beforehand, using a lattice code, the required few group cross-sections and diffusion coefficients associated with each region in the core.

For the ACR™ (Advanced CANDU Reactor), the problem is more complex because these reactors contain vertical reactivity devices that are located between two horizontal fuel bundles. The usual calculation scheme relies in this case on a 2D fuel cell calculation to generate the few group fuel properties and on a 3D supercell calculation for the analysis of the reactivity devices present in the core. Because of its complexity, the supercell calculations have usually been performed using simplified fuel geometries. The development of new geometry features in DRAGON and the availability of faster computers have made it possible to improve the 2D cell and 3D supercell models by using explicitly 3D assemblies of clusters to simulate the reactivity devices in CANDU reactors, including the ACR. These studies will thus improve the fine reactor core results by generating more accurate and appropriate reactor databases.

In this paper, we will review the lattice-cell/supercell calculation procedure using the code DRAGON by introducing a new supercell model. The use of such an explicit 3D geometry implies a very fine spatial mesh discretization that can generate a large number of regions leading to problems that cannot be solved by the collision probability (CP) method. The method of characteristics (MoC) is then the only alternative for such cases. A comparison of results using these two methods will also be presented for 3D models with a coarse mesh discretization.     

COSINE软件包组件参数计算程序LATC共振模块研制与验证

共振计算在反应堆物理计算中具有非常重要的意义。本文基于压水堆组件的特点,开发了用于LATC组件计算程序的共振模块。该共振模块采用成熟的等价理论模型,首次碰撞概率采用二项有理近似,可读取WIMSD格式和WIMSD改进型格式的多群截面数据库,同时可直接提供用于LATC输运计算的宏观截面数据。针对程序运行过程中涉及的大量截面数据计算与传递,对数据存储结构进行了优化,使计算速度有较大提高。基于LATC组件程序对该模块进行了初步验证分析,并与组件程序DRAGON进行了比较,初步数值结果表明共振模块有良好的计算精度,能满足当前轻水堆组件设计的要求。     

异构系统三维高保真堆芯中子输运计算程序ALPHA研发进展

ALPHA是哈尔滨工程大学核动力仿真研究中心研发的基于异构系统的三维高保真堆芯中子输运计算程序。ALPHA程序基于性能优化的二维特征线装载图形处理单元（GPU）并行计算核心,基于MPI+CUDA混合编程模型实现粗细粒度的异构系统多节点并行并应用通信掩盖优化。ALPHA的共振计算模型采用原创的细群 子群二级离散策略并采用多群求解核心适配异构系统。ALPHA采用MOC EX实现三维全堆芯中子输运异构并行计算及GPU并行的粗网有限差分加速。数值结果表明,ALPHA程序在保证计算精度的前提下,具备较高的并行效率和一定的可扩展性,有望实现数值反应堆中中子学计算的轻量化与工程化应用。     

复杂几何燃料组件的参数计算

利用加拿大蒙特利尔大学研制的DRAGON程序对反应堆复杂几何组件进行参数计算，并通过压水堆柱状元件基准问题、MTR型反应堆板状元件基准问题和其他不同几何形状的燃料组件进行校核计算。结果表明：DRAGON程序可用于多种复杂几何燃料组件参数的计算，且具有良好的计算精度。 