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。     

先进栅格中子学程序KYLIN-2输运计算基准验证

针对先进栅格中子学程序KYLIN-2的输运计算模块,开展了多个基准题数值验证,包括均匀介质基准题、Postma基准题、沸水堆(BWR)栅元基准题和C5G7组件基准题等。验证结果表明:射线间距对程序计算结果影响相对较小;方位角数目越多,计算精度越高,推荐的方位角数目应大于6;在选择适当的计算参数的前提下,程序输运模块具有较高的计算精度。     

燃料组件程序ROBIN-1.7的验证和确认

利用国际公开基准题开展ROBIN-1.7燃料组件计算程序的共振计算、输运计算、燃耗计算等模块的验证工作。分别利用临界基准问题、蒙特卡罗程序、OECD NEA燃耗基准问题及其他输运-燃耗基准问题等对ROBIN-1.7程序进行确认。验证及确认结果表明,ROBIN-1.7程序的共振计算、输运计算、燃耗计算等模块及集成计算结果是正确的;ROBIN-1.7程序对各问题主要物理参数(如反应性、棒功率分布以及同位素浓度)的计算精度达到了国际同类商业程序的水平,满足在压水堆中工程应用的要求。     

COSINE软件包组件计算程序LATC的燃耗计算模块开发与验证

燃耗计算是反应堆组件参数计算程序的核心功能之一,其计算精度直接影响堆芯物理计算精度。本文系统研究了组件参数计算程序中燃耗计算方法,建立了燃耗计算理论模型,给出了能有效解决燃耗方程刚性的数值方法,根据此方法编制了LATC程序的燃耗计算模块并进行了数值验证。计算结果表明,该燃耗计算模块精度较高,在大燃耗步、深燃耗下仍可得到合理可信的结果。     

基于蒙特卡罗-离散纵标双向耦合方法的快中子注量基准分析

蒙特卡罗（MC）-离散纵标（S_N）双向耦合方法是解决大型复杂核装置屏蔽问题的有效方法。本文针对三维MC-S_N双向耦合方法在大型压水堆核电站屏蔽计算中的应用,进行了基准验证分析。基于美国核管会（NRC）发布的NUREG/CR-6115压水堆基准模型,采用自主开发的三维MC-S_N双向耦合屏蔽计算分析方法,利用MCNP4C精确计算堆芯到热屏蔽精细模型以及位于压力容器内部计算区域的精确模型,三维S N 程序TORT用于进行热屏蔽到第2下降区外表面间的计算。通过自主研发的接口程序实现MC粒子概率分布与S_N角通量密度间的相互转换,实现MC和S_N 双向耦合计算。三维MC-S_N双向耦合方法计算结果与基准报告提供的MCNP、DORT结果符合良好,初步验证了该方法解决大型复杂核装置屏蔽问题的可行性。     

COSINE软件包物理系统V&V策略研究

软件验证（verification）和确认（validation）（简称V&V）是保证软件质量的重要手段,合理高效的V&V策略可事半功倍,COSINE软件包全称为堆芯物理-热工设计及系统安全分析软件包,其中的物理程序包括组件参数计算程序LATC、堆芯物理分析程序CORE、中子动力学程序KIND。本文以LATC、CORE、KIND为对象,以科学计算软件V&V研究为基础,提出了基于模块的验证方法和基于功能的确认方法,共同组成COSINE软件包物理系统V&V策略。     

基准模型keff对核数据的灵敏度分析及不确定度量化

为研究有效增殖因数（k_eff）对核反应数据的灵敏度,以科学量化核数据导致k_eff计算的不确定度,编制了输运计算积分量灵敏度及不确定度分析程序SURE。该程序采用多群S_N输运计算方法计算k_eff、角通量和伴随角通量,基于微扰理论确定k_eff对核数据的灵敏度,利用协方差数据量化评估k_eff计算的不确定度。利用ENDF/B-Ⅶ.1评价中子核数据库,制作了输运计算所需的多群核数据、灵敏度分析所需的各反应道多群截面和中子群转移矩阵、不确定度分析所需的多群协方差数据。采用上述数据,利用SURE分析了基准模型Godiva和Jezebel的k_eff计算值对核数据的灵敏度,以及核数据导致的模拟计算的不确定度。SURE的灵敏度计算结果与MCNP程序及FORSS程序计算结果符合较好。     

全局减方差方法在乏燃料干式贮存容器屏蔽计算中的应用

开发了基于离散纵标(S_N)方法的蒙特卡罗(MC)全局减方差方法,针对乏燃料干式贮存容器,分别建立了中子源及光子源MC直接计算模型、S_N计算模型及全局减方差方法计算模型,并进行了计算精度和效率的比较。数值结果表明,全局减方差方法计算结果与无偏的MC及S_N计算结果相比吻合良好。其中S_N计算的次级光子剂量率与全局减方差方法计算的偏差较大,这主要是由于MC计算和S_N计算时的数据库差异导致的。和无偏的MC结果相比,全局减方差方法计算的中子及次级光子输运计算收敛效率提高了近2个数量级,初级光子输运计算收敛效率提高了1~2个数量级。     

板型元件组件少群参数计算程序PICM研究

针对板型元件组件少群参数计算问题,对组件几何模型建立、燃料板共振计算、板型元件组件中子输运计算以及整个计算流程进行研究,并以此为基础编制板型元件组件计算程序PICM。通过对国际原子能机构(IAEA)板型基准问题的计算来验证PICM程序的计算正确性,结果表明PICM程序能够准确进行板型元件组件少群参数的计算。     

基于非结构网格的三维中子输运方程求解方法

本文使用离散纵标-间断有限元方法求解了三维中子输运方程,它对能量变量采用多群近似离散,对方向变量采用离散纵标法离散,对空间变量采用间断有限元离散;并研究了每个S_N离散方向的有限元网格的排序以及中子输运DFEM方程中几个矩阵的矩阵元的精确求解方法,并据此开发了基于非结构网格的三维输运计算程序TetTran1.0。基准例题校核结果表明,该程序具有很高的计算精度。     

Twodant solutions for the 2-D C5G7 MOX benchmark

The C5G7 MOX benchmark was proposed to test the ability of commercial transport codes to treat reactor core problems without spatial homogenization. The benchmark requires solutions in the form of normalized pin powers as well as the eigenvalue. In the work, the two-dimensional benchmark calculation using the TWODANT code within the DANTSYS code package has been performed with proper spatial and angular approximations. The TWODANT code solves the multigroup discrete ordinates form of the Boltzmann transport equation in two-dimensional geometry. The calculation results show a good agreement in comparison with the reference solution obtained from a seven-group MCNP calculation. In addition, sensitivity studies on mesh and angular refinements have been performed to produce a higher quality solution. In the results, it is found that in the TWODANT calculation the spatial approximation in a staircase form of the circular fuel pin with relatively high quadrature order of S_N is a viable method for solving the2-D C5G7 benchmark.     

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。      

基于首次碰撞源方法的多维SN射线效应研究

通过半解析法求解由孤立点源产生的未碰撞中子源项,进而求出首次碰撞源分布,以将孤立的源分布到更广的范围中,从而减轻由离散纵标法计算产生的射线效应。编制了适应于三维离散纵标计算程序CTDOS的射线效应减轻程序REM3D,与Kobayashi三维基准题的结果进行比对,证明了射线效应减弱的正确性与本程序的可行性。     

基于蒙特卡罗-离散纵标双向耦合方法的堆坑粒子注量率计算

为有效解决大型复杂核设施屏蔽计算问题,研究了三维蒙特卡罗(MC)-离散纵标（S_N）双向耦合方法,通过自主开发接口程序实现MC粒子概率分布与S_N角通量密度之间的相互转换,实现MC-S_N双向耦合计算。将基于MC-S_N双向耦合方法的程序用于某反应堆堆坑底部粒子注量率计算。利用MC程序建立堆芯及堆坑处的精细模型进行计算,三维S_N程序用于堆芯下表面与压力容器底面之间区域的计算。通过MC-S_N-MC两步耦合计算,给出堆坑通道及小室内的中子和光子注量率。三维MC-S_N双向耦合方法计算结果与单一MCNP程序结果吻合较好,初步验证了该方法是解决大型复杂核装置屏蔽问题的有效工具。     

Development and validation of the code COUPLE3.0 for the coupled analysis of neutron transport and burnup in ADS

The analysis of the fuel depletion behavior is critical for maintaining the safety of accelerator-driven subcritical systems(ADSs). The code COUPLE2.0 coupling 3-D neutron transport and point burnup calculation was developed by Tsinghua University. A Monte Carlo method is used for the neutron transport analysis, and the burnup calculation is based on a deterministic method. The code can be used for the analysis of targets coupled with a reactor in ADSs. In response to additional ADS analysis requirements at the Institute of Modern Physics at the Chinese Academy of Sciences, the COUPLE3.0 version was developed to include the new functions of(1) a module for the calculation of proton irradiation for the analysis of cumulative behavior using the residual radionuclide operating history,(2) a fixed-flux radiation module for hazard assessment and analysis of the burnable poison, and(3) a module for multi-kernel parallel calculation, which improves the radionuclide replacement for the burnup analysis to balance the precision level and computational efficiency of the program. This paper introduces thevalidation of the COUPLE3.0 code using a fast reactor benchmark and ADS benchmark calculations. Moreover,the proton irradiation module was verified by a comparison with the analytic method of calculating the210 Po accumulation results. The results demonstrate that COUPLE3.0 is suitable for the analysis of neutron transport and the burnup of nuclides for ADSs.     

Recent advances in spectral nodal methods for X,Y - geometry discrete ordinates deep penetration and eigenvalue problems

We describe the recent advances in a class of nodal methods applied to multidimensional discrete ordinates (S_N) transport problems in Cartesian geometry. This class of coarse-mesh methods is referred to as spectral nodal methods. The basic numerical schemes that we present are the spectral Green's function (SGF) nodal method and the spectral diamond (SD) nodal method. First we describe a spectral nodal method applied to monoenergetic X,Y-geometry deep penetration S_N problems with flat approximations for the transverse leakage terms of the transverse integrated S_N nodal equations. This method is referred to as the SGF constant nodal (SGF-CN) method. Furthermore, we describe the SGF exponential nodal (SGF-ExpN) method, wherein the transverse leakage terms are approximated by exponential functions. Next, we describe a hybrid spectral nodal method applied to monoenergetic X,Y-geometry S_N eigenvalue problems with flat approximations for the transverse leakage terms of the transverse integrated S_N nodal equations. For the multiplying regions of the nuclear reactor core, e.g. the fuel regions, we use the SD constant nodal (SD-CN) method, and for the non-multiplying regions, e.g. the reflector regions, we use the SGF-CN method. Numerical results are given to illustrate the accuracy of each method presented.