基于NECP-X程序的三维复杂几何小型压水堆全堆芯一步法计算

鉴于数值反应堆物理计算程序NECP-X采用传统的自定义几何处理方法难以处理复杂堆型、六角形排布等堆芯,而构造实体几何(CSG)方法具有处理复杂几何、内存小、通用且易于拓展等优势。本文将CSG应用于NECP-X,拓展了NECP-X的几何建模能力,并应用于其共振、输运计算中。该方法通过曲面的布尔运算实现几何实体的建模;通过给定有限个参数实现自动网格划分功能;并在此基础上计算特征线信息。数值结果表明,对于各种不同的堆芯几何均可以通过CSG实现精细描述和一步法物理计算;计算结果与蒙特卡洛程序结果相比精度较高。     

一种通过边界注量率耦合的MOC和SN二维耦合中子输运方法

当使用特征线方法（MOC）计算堆外探测器或某些特殊的重水慢化轻水冷却的实验堆时,因其活性区外部结构材料或慢化剂区域过大,密集的特征线会导致计算资源大量浪费。为解决这一问题,提出了一种新的基于MOC和离散纵标（S_N）节块法的耦合输运方法,并在数值反应堆物理计算程序NECP-X中实现。该方法将计算区域划分为MOC域（包括活性区等复杂结构区域）和S_N域（包括慢化剂和反射层等简单结构区域）,然后对2个区域的网格进行混合扫描,通过区域交界面的角注量率进行耦合;同时提出了一些可行的方法来减缓耦合边界角注量率带来的误差。最后通过二维C5G7基准题和全堆芯问题的测试来验证耦合方法的计算效果,数值结果表明该方法具有良好的计算效率和精度。      

基于数字化反应堆物理计算程序SHARK的一步法输运计算方法研究

为建立基于数字化反应堆技术的新一代反应堆物理计算方法,实现数字化反应堆高保真建模、高分辨率高精度计算,基于数字化反应堆物理计算程序SHARK,开展了一步法输运计算方法研究,建立并比较了二维/一维方法及准三维特征线输运方法;基于空间区域分解及粗网有限差分(CMFD)的大规模并行加速技术,实现了棒状堆芯及板状堆芯的全堆规模一步法输运计算。数值结果与蒙特卡罗程序基准解相比,特征值偏差小于100pcm(1pcm=10^-5),最大棒功率、板功率偏差小于3%,验证了SHARK程序一步法输运计算方法具有良好计算精度,能够适用于棒状、板状堆芯等多应用场景。     

基于统一几何建模的高保真物理-热工耦合方法研究及其在SPERT实验堆堆芯的计算应用

针对各类小型动力堆或实验堆开展物理-热工耦合模拟计算时,由于非规则几何结构的存在而带来物理-热工网格映射关系复杂且不可统一预置的问题,基于数值反应堆高保真物理计算程序NECP-X开展了基于统一几何建模的物理-热工耦合方法研究,基于中子学模型建立物理-热工耦合的映射关系,并结合NECP-X程序中的瞬态计算方法实现了特殊功率偏移实验（SPERT）实验堆堆芯的直接瞬态计算;计算了SPERT实验堆稳态算例并与蒙特卡罗程序的结果进行对比,在此基础上,对SPERT实验堆进行了瞬态计算分析并与实验值进行对比。结果表明,NECP-X程序中子学计算的特征值和棒功率分布计算结果具有较高的精度;基于统一几何建模的网格映射方法可以方便快捷地实现复杂几何压水堆的物理-热工耦合计算;与实验值相比,瞬态计算的总功率、反应性随时间的变化曲线具有较高的精度,并且可提供精细的功率及温度分布。      

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。     

基于NECP-X程序的C5G7-TD系列基准题的计算与分析

C5G7-TD系列基准问题是经济发展与合作组织核能机构（OECD/NEA）建立的，通过该系列基准题可以验证三维非均匀瞬态输运计算的程序计算能力和计算精度。NECP-X程序是西安交通大学核工程计算物理实验室（NECP）开发的数值反应堆物理计算程序，为了更好地验证其时空中子动力学模块，本文利用NECP-X对C5G7-TD非均匀瞬态基准题阶段1的所有算例进行计算，并与国际知名高保真中子学程序nTRACER进行对比分析，给出总功率和三维精细功率分布随时间的变化。数值结果表明，NECP-X中的时空中子动力学模块计算结果精度高，计算结果分辨率高，计算时间处于国际先进水平，能够满足三维高保真时空动力学计算的需求。      

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。     

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。     

数字化反应堆高保真中子学程序SHARK研发

SHARK程序是由中国核动力研究设计院新近研发的基于全堆芯确定论非均匀输运理论体系的数字化反应堆软件。该软件从多群数据库的截面与共振数据出发,采用改进子群方法刻画有效共振截面的复杂非均匀效应,采用二维/一维或准三维特征线方法开展堆芯层面非均匀输运计算。目前该程序的定态微观问题计算能力已建立完毕。数值结果显示,SHARK程序对于商用压水堆相关基准问题具有良好的计算精度和效率。     

离散纵标六角形节块法及CMFD加速研究

离散纵标节块法是一种求解六角形中子输运方程的有效方法。本文基于六角形横向积分离散纵标方程，解析得到横向积分通量出射通量与入射通量的关系，并根据类似于扩散方法的六角形输运节块中子平衡方程形式，得到了一种离散纵标六角形节块法数值迭代策略。由于离散纵标法收敛速度较慢，本文根据粗网有限差分（CMFD）技术导出离散纵标六角形CMFD加速方法。数值计算结果表明，该CMFD加速技术能取得约16倍的加速效果。     

Parallelization of Monte Carlo Code MCACE for Shielding Analysis and Estimation of Its Efficiency by Simulator

An improved coarse-mesh discrete ordinates method has been developed for three-dimensional hexagonal transport calculations of high-conversion light water reactors and fast reactors. This method employs a new weighted diamond difference approximation which is obtained by using the neutron balance equations in divided submeshes. The weight is a function of neutron direction and scaler flux, and this method can be easily incorporated into conventional discrete ordinates transport codes.

The present method was applied to hexagonal fuel assembly calculations of high-conversion reactor and fast reactor core calculations, and the results were compared with those of Monte- Carlo calculations. The values of kefi and power distributions agreed with each other within 0.5 and 3%, respectively, verifying accuracy of the present improved coarse-mesh discrete ordinates transport calculation method.     

Optimization of energy-group structure for LWR high-fidelity neutronics calculation based on the contributon theory

ABSTRACT

Deterministic high-fidelity neutronics calculation is to solve the neutron transport equation using the multi-group (MG) nuclear data libraries. The energy-group structure (ES) in MG nuclear data libraries has a significant impact on the precision and efficiency of neutronics calculation. Therefore, to meet the requirement of high precision and efficiency for high-fidelity neutronics calculation, the contributon theory is adopted to select the optimal ESs for the high-fidelity neutronics code NECP-X which is developed by Nuclear Engineering Computational Physics (NECP) lab. at Xi’an Jiaotong University (XJTU). By combining the contributon theory with the exhaustive searching method, the optimal ESs can be selected effectively. Two optimal ESs named NECP-69 and NECP-47 are obtained and the nuclear data processing code NECP-Atlas developed by NECP lab. is utilized to generate the corresponding MG nuclear data libraries for NECP-X. The neutronics parameters of the MOX pin cell problems and the VERA benchmarks are evaluated. The numerical results show that more precise neutronics parameters are obtained based on the optimal ESs compared with those based on the conventional WIMS-69 and HELIOS-47 for NECP-X.     

基于R2S方法的反应堆结构材料活化剂量计算研究

反应堆结构材料在堆芯中子辐照下由于中子活化反应而产生大量的放射性核素,其衰变光子是反应堆停堆检修、换料、退役过程中工作人员职业照射剂量的重要来源。本文基于严格两步法（R2S）,研究了反应堆结构材料栅元活化计算方法,并基于蒙卡粒子输运程序（MCNP）与点活化计算程序（ORIGEN）建立了反应堆结构材料活化剂量计算软件（MOCA）。通过开发功能接口与数据接口程序实现输运程序与活化计算程序的自动耦合,进而实现“中子输运-活化分析-剂量计算”全自动耦合分析。利用M5包壳活化计算模型、不锈钢活化计算模型和NUREG/CR-6115压水堆模型对MOCA进行基准验证,证明了MOCA的正确性与可靠性。      

热管反应堆多物理耦合平台初步研究

为实现高精度、高置信度的核能系统先进数值模拟技术,探究核能系统内部真实的物理过程,本文开发了中子物理-固体导热-应力分析的三维高精度核热固多物理耦合计算平台MPCH,可开展核反应堆的中子输运、热扩散和热膨胀的多物理耦合计算。该程序基于Picard迭代的外耦合框架,整合了开源蒙特卡罗程序OpenMC、有限元程序Nektar++和SfePy。本文以新型空间热管反应堆KRUSTY为对象,在核热固耦合的计算框架下对其进行计算分析。多物理耦合计算结果表明,该耦合平台能够有效预测KRUSTY反应堆的有效增殖因子变化、功率分布、温度分布及热膨胀现象;在4 kW的堆芯热功率下,全堆局部温差为21.6K,热应力导致的形变率为2.47%,核热固耦合的作用会使堆芯的温度分布更加均匀。该多物理耦合计算程序的设计对新堆设计、研发和校核具有重要作用。      

基于先进节块法的六边形三维中子物理程序的开发与验证

六边形燃料组件在液态金属冷却快堆尤其是钠冷快堆中被广泛应用,针对这类堆型的设计与安全分析需要对堆芯中子通量与中子流进行三维全堆芯耦合计算。经过多年发展,目前已有多种解析节块法、积分节块法、节块展开法等先进节块法能在笛卡尔坐标系下较为精确求解多维中子扩散方程。本文通过径向半解析节块法耦合轴向高阶节块展开法的综合节块方法开发了反应堆三维中子物理计算软件SA HNHEX,并对VVER 440二维、三维基准题进行建模与仿真计算。计算结果与参考值符合较好,初步验证了使用该方法进行反应堆堆芯中子扩散计算的正确性。