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。     

二维MOC的CMFD加速计算模块开发与验证

DRAGON程序中的二维特征线法(MOC)计算模块包含多种加速方法,但加速效率很高的粗网有限差分(CMFD)加速算法并未得到应用。为提高DRAGON程序中现有的二维MOC计算模块的计算效率,开发了CMFD加速计算模块并探究其收敛稳定性。运用C5G7-2D基准题验证所开发的CMFD加速计算模块,验证结果表明,所开发的CMFD加速计算模块与DRAGON程序中原有的加速模块相比具有很高的计算效率,较同类计算程序OpenMOC有更好的收敛稳定性。     

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。     

压水堆堆芯Pin-by-pin燃料管理计算程序NECP-Bamboo2.0的设计与验证

压水堆堆芯Pin-by-pin燃料管理计算程序NECP-Bamboo2.0,利用广义等效均匀化理论实现栅元均匀化计算,采用指数函数展开节块SP3方法进行全堆芯中子输运计算,采用多物理并行计算技术实现了三维全堆芯的核-热-燃耗紧耦合高性能计算。本文利用大型压水堆BEAVRS基准题验证该程序计算的精确性。验证结果表明:NECP-Bamboo2.0具有较高的计算精度,能满足于工程需求。     

DRAGON&DONJON程序在MSR中堆芯燃耗计算的适用性

DRAGONDONJON组件-堆芯"两步法"程序通过合理简化,理论可适用于任何堆芯与工况。使用蒙特卡罗方法 RMC(Reactor Monte Carlo code)、MCNP(Monte Carlo Neutron Particle transport code)程序验证DRADON程序是否能够承担快/热谱型熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)焚烧TRU、Th U燃料燃耗计算。选出熔盐增殖堆(Molten Salt Breeder Reactor,MSBR)与熔盐锕系元素再循环和嬗变堆(Molten Salt Advanced Reactor Transmuter,MOSART)堆型进行比较,同时分别利用RMC程序验证DRAGON程序组件燃耗计算的准确性,利用MCNP程序验证DRAGON程序组件均匀化方法以及DONJON程序截面调用和程序全堆扩散的准确性。结果表明,组件燃耗计算中,TRU和Th U燃料满足燃耗计算要求;堆芯临界计算中,快/热谱堆芯计算误差均小于0.001。证明DRADON程序可以胜任快、热谱型MSR焚烧TRU、Th U燃料的物理计算任务。     

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。     

GPU加速MOC输运计算性能分析研究

特征线方法(MOC)在求解堆芯规模中子输运方程时面临计算时间长的问题,加速和并行算法是目前研究的热点。基于MOC在特征线和能群层面的并行特性,采用统一计算设备构架(CUDA)编程规范,实现了基于图形处理器(GPU)的并行二维MOC算法。测试了菱形差分和步特征线法分别在双精度、混合精度及单精度浮点运算下的计算精度、效率及GPU加速效果。采用性能分析工具对GPU程序性能进行了分析,识别了程序性能瓶颈。结果表明:菱形差分和步特征线法在不同浮点运算精度下均表现出良好的计算精度;相比于CPU单线程计算,GPU加速效果在双精度和单精度情况下分别达到35倍和100倍以上。     

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。     

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。     

3D Tomographic Reconstruction from 2D Data Using Spherical Harmonics

Tomographic reconstruction of a 3D object in terms of spherical harmonics from a small number of 2D data sets is shown to be possible in cases of objects of high symmetry and/or low shape anisotropy. A test case using an object of cubic symmetry shows that the reconstruction can work well in such high symmetry cases when only two or three data directions are available. Numerical tests suggest that reconstructions are best done from data taken in low symmetry directions.     

基于三维模型的核电厂4D大修信息化平台技术研究

核电厂大修是核电厂运维中的重要工作,由于核电厂属于复杂庞大的资产密集型企业,加上辐照影响和核安全性的要求,使得大修管理的难度较大。探讨研究了核电厂大修的特点、难点和痛点,论述了核电厂大修4D信息化平台技术的必要性和4D大修信息化平台的建立和应用的方法和步骤,并详细介绍了4D大修信息化平台技术在国内应用的案例和实用成效。4D大修信息化平台作为产品生命周期管理(PLM)系统的局部应用,可为核电厂大修提供标准化、可视化、模块化的专业维修管理服务。     

NECP-X中基于改进泄漏项分割技术的二维/一维耦合输运方法

二维/一维耦合输运方法较好地平衡了效率与精度,因此被广泛应用于一步法全堆芯输运计算。二维/一维耦合输运方法中,由于泄漏项在方程右端,导致二维特征线法(MOC)计算时方程右端总源项在迭代过程中可能成为负值,造成迭代发散。本文针对二维/一维耦合输运计算中的负源项问题,提出了一种改进的泄漏项分割方法。新的泄漏项分割方法可在不造成计算精度损失和仅增加有限内存的条件下,显著提高二维/一维耦合输运方法的稳定性。通过强泄漏算例、C5G7基准题、VERA-3A基准题等进行测试,表明该方法对提高二维/一维耦合输运方法稳定性具有显著的效果。     

γ图像重构放射源三维分布的物理模型设计

快速测定放射性物质污染的位置、分布、剂量对核安全有重要意义。γ相机成像是快速测定核污染位置二维图像的主要手段,用二维图像重构核污染位置三维分布是一种实现快速测定核污染位置、分布的主要技术。通过对γ相机成像过程进行研究,建立了放射源三维分布重构对应的物理模型,并在ML-EM重建算法下得到基本正确的结果。     

Numerical analysis of RBHT reflood experiments using MARS 1D and 3D modules

The Rod Bundle Heat Transfer (RBHT) program was performed experimentally to analyze the reflood heat transfer phenomena under the conditions of reflood phase following a hypothesized loss of coolant accident (LOCA) by the team of Penn State University. In order to verify the experimental data using a numerical analysis, the Multi-dimensional Analysis of Reactor Safety (MARS) assessment of the RBHT experimental data was carried out for the flooding rates of 0.0254 and 0.1524 m/sec with the upper plenum pressure of 276 kPa. The RBHT experimental data of Tests 1285 and 1383 were compared with the calculation results of the MARS 1D and 3D modules. The MARS code shows a good agreement in the general trend of the peak cladding temperatures although there are limitations in predicting accurate quenching time for both modules. However, in comparison to the MARS 1D module simulation, the MARS 3D module shows the improved calculation capability in that the code can capture local enhanced heat transfer with implication of spacer grids. Moreover, the temperature profiles simulated by the 3D module show the accurate prediction at which the local peak temperatures occur. For more enhanced simulations, local flow parameters such as cross flow and vortex flow need to be analyzed for a more accurate prediction of quenching behavior.     

2D/1D耦合的堆芯实测功率分布快速重构研究

针对三代核电压水堆在线监测系统需要快速准确进行实测3D功率重构的需求,本文提出了一种2D/1D耦合的3D功率重构方法。首先采用耦合系数法对探测器层的功率进行了2D实测功率重构;其次针对每个组件,采用二次样条函数拟合方法进行了轴向1D实测功率重构,最后得到了全堆3D实测功率分布。该方法计算流程简单,占用内存少。针对华龙一号开展的4个典型例题的数值验证结果表明,该方法具备很高的精度,满足三代核电在线监测系统实测功率重构对精度和速度的要求。