基于JLAMT可视化建模的JMCT模拟计算

JMCT是中国工程物理研究院高性能数值模拟软件中心粒子输运团队自主研发的三维蒙特卡罗模拟软件,JLAMT为其前处理可视化建模工具。使用JLAMT和JMCT程序对BW,KRITZ,BEAVRS等系列基准题进行了模拟,并对有效增殖系数及计数功能进行了对比分析。其中有效增殖系数计算结果与MCNP5的最大偏差为KRITZ2装载方案19基准题的89.1 pcm,除BEAVRS基准题外的计数结果与MCNP5的偏差基本小于2%,平均偏差在1%左右;BEAVRS基准题功率分布模拟结果与MCNP5及实测值最大偏差分别为7.06%,16.6%,控制棒价值计算与MCNP5及实测值均吻合较好。,     

BEAVRS基准模型热零功率状态的JMCT分析

使用JMCT (J Monte Carlo Transport Code)对来自MIT的全堆芯pin-by-pin精细建模的国际基准模型BEAVRS的热零功率(HZP)状态进行了模拟计算, 并与测试数据进行了对比和分析. 比较的物理量包括临界本征值、控制棒价值、反应性温度系数、轴向积分的全堆探测器测量值和不同位置四个组件轴向相对功率密度分布. HZP状态下不同控制棒位置插入和硼浓度的临界本征值计算, JMCT结果与理论值1.000 的误差小于0.2%, 控制棒价值计算结果与测量值符合. JMCT对轴向积分的探测器径向相对功率分布和四个组件的轴向归一化的探测器的计算结果与测量值进行了比较和分析, 计算结果与测量值一致, 同时清晰地展示了模型增加格架后, 轴向功率曲线在相应位置出现下凹的现象. 此外, JMCT给出了轴向积分的组件径向相对功率密度分布和轴向相对功率最大处(Z轴位置)的pin径向相对功率密度分布, 并与国际知名程序MC21结果进行了对比, 两个图像都符合得非常好. 随着计算机与并行计算的高速发展, 蒙特卡罗程序开始从传统的反应堆校验工具向反应堆设计工具转变.     

基于VERA基准题的cosRMC程序验证

为了验证反应堆物理软件和方法的计算能力,美国CASL (Consortium for Advanced Simulation of LWRs) 项目提出了VERA (Virtual Environment for Reactor Application) 堆芯物理基准题。该基准题以Watts Bar初始堆芯为模型,涵盖从二维单栅元到三维全堆芯的燃耗及换料的十个基准问题。针对VERA基准题模型,利用COSINE软件包中的反应堆蒙特卡罗分析程序cosRMC进行临界计算,得到了有效增殖因子、组件功率分布、控制棒微积分价值和反应性系数等结果。通过与基准题中提供的KENO结果对比,两种蒙特卡罗程序的计算结果吻合良好。这表明cosRMC程序具有从组件到堆芯的计算能力,其临界计算精度基本与KENO程序相当。     

基于区域分解的CTF全堆子通道热工计算研究

分别用CTF和反应堆蒙卡程序RMC对BEAVRS基准题进行全堆精细建模，由RMC统计径向及轴向功率分布并作为CTF的功率输入。利用CTF的区域分解技术，进行BEAVRS全堆pin by pin子通道计算，采用193个核并行计算，耗时268 s，得到了精细的燃料棒中心及表面温度、冷却剂温度及密度、空泡份额、包壳温度等重要参数，验证了CTF进行全堆子通道计算的高效性及可靠性，为实现基于RMC和CTF的核热耦合计算奠定了重要基础。     

基于RMC的微观截面参数化北大核心CSCD

为了进行堆芯计算,需要通过组件计算提前构建少群截面参数库。传统确定论的组件截面参数化方法针对宏观截面进行截面参数化,但这种方式不仅需要考虑多种物理状态参数,而且需要考虑历史效应对截面的影响。提出了基于核素微观截面的蒙卡程序参数化方法,该方法可以消除燃耗历史的影响,且考虑的物理状态仅为燃耗深度以及材料温度。利用蒙卡程序产生组件截面参数库耦合堆芯程序进行堆芯计算,首先用蒙卡程序同时统计对应状态点下的核素密度以及核素少群微观截面,再利用核素微观截面进而获得宏观截面进行后续堆芯计算。为了验证方法正确性,构造了一个自定义的压水堆模型,计算结果与连续能量蒙卡计算结果符合良好。     

MCADS程序的开发和ADS基准题计算

由于加速器驱动次临界堆存在外中子源,堆芯结构复杂,中子注量的各向异性严重,所以相关燃耗计算在次临界系统设计中起着重要作用。为实现次临界系统的燃耗计算,结合粒子输运程序MCNP处理复杂几何和燃耗程序LITAC处理核素全面的特点,开发了接口程序MCADS耦合MCNP和LITAC。然后选取IAEA-ADS基准题对耦合程序进行了验证计算。结果表明,燃耗、外源强度、空泡效应、初始功率分布等方面的计算结果和其他国家的计算结果相比有很好的一致性,证实了MCADS在次临界模式计算中的可靠性。     

基于VENUS-Ⅱ基准模型的SuperMC程序验证

为了验证SuperMC软件系统对装载MOX燃料压水堆的临界计算能力，采用国际经合组织核能署(OECD/NEA)2001年发布的三维VENUS-Ⅱ国际基准模型对SuperMC3.1版本进行了测试验证。本次测试包括栅元和堆芯两个部分，分别计算了栅元无限增殖因数、重核反应率、堆芯有效增殖因数、堆芯轴向裂变反应率等关键物理参数。将SuperMC计算结果与基准模型实验测量值以及MCNP计算值作了对比。结果显示:在测试范围内，SuperMC计算值与参考值吻合得较好，表明SuperMC可应用于含MOX燃料堆芯的临界计算。     

300#研究堆首炉中央孔道中子通量密度计算

基于MCNP程序对300#研究堆首炉堆芯进行精细建模,通过并行计算方式得到了实验临界棒位下堆芯的有效增殖因数为1.002 29,与临界值之间的相对误差为0.229%,验证了物理模型的正确性。探讨并解决了并行计算的中断与接续问题,提出了体通量计数与点探测器计数应用中的合理化建议,即对大体积空间计数时尽量使用体通量计数。计算值与实验值对比结果表明:两者在3 MW功率水平下热中子通量密度相差4.6％,符合得较好。     

采用MCNP模拟及落棒法刻度CMRR控制棒价值

反应堆控制棒是核反应堆紧急控制和功率调节所不可缺少的控制部件,控制棒价值直接关系反应堆的停堆深度。采用MCNP和ORIGEN程序对CMRR反应堆全堆芯三维详细建模计算,并分别利用落棒法、逆动态法对控制棒积分价值、微分价值进行刻度,理论与实验吻合较好。单根安全棒的积分价值约大于4%Δk/k,事故工况下卡一根安全棒的停堆深度仍然大于10%Δk/k,验证了堆芯物理设计,保障了CMRR反应堆的运行安全。     

快堆中子学计算程序NECP-SARAX的改进与验证

NECP-SARAX是西安交通大学NECP团队开发的用于快中子反应堆的中子学程序系统。为准确处理快中子反应堆中中等质量核素散射共振以及非弹性散射导致的复杂的中子慢化效应,SARAX程序最初采用连续能量的蒙特卡罗方法计算中子能谱从而获得堆芯计算使用的有效多群截面。由于蒙特卡罗程序计算效率低,且在低能量段统计偏差较大,提出采用基于点截面的超细群方法计算中子慢化能谱,避免了蒙特卡罗方法产生参数时存在的缺陷。堆芯计算采用多群中子输运,通过优化简化几何建模,改进了程序的实用性。采用多种微扰方法计算堆芯各种反应性系数,提出了基于中子输运微扰理论的虚拟密度方法以计算堆内组件变形导致的反应性变化。在进行堆芯瞬态计算时,采用了点堆和改进准静态两种方法,可用于一般快堆和快谱ADS的典型事故分析。OECD发布的一系列快堆基准题测试表明,SARAX程序在快堆计算中具有良好的精度,达到了与国外著名快堆程序相当的水平。有效增殖因子与连续能量的蒙卡计算结果相比偏差在300 pcm以内。同时,由于引入了虚拟密度理论和三维时空动力学模型,程序功能更加完善,可以更好地满足快堆工程设计的需求。     

MCNP5在固态燃料熔盐堆功率分布计算的应用

采用蒙特卡罗输运程序MCNP5对固态燃料熔盐实验堆(TMSR-SF1)能量沉积比例及功率分布进行了计算分析。针对MCNP5不能处理缓发β及缓发γ的能量沉积问题进行了类比等效处理。对固态燃料熔盐实验堆在寿期初、寿期中、寿期末相应的能量沉积比例及功率分布进行了研究。通过计算发现,固态燃料熔盐实验堆内燃料球相比于压水堆棒状燃料元件(95%~97%左右)而言,能量沉积比例有所偏小,约为93%。同时,由于堆芯功率分布均匀,功率峰因子较小(约1.5),堆芯安全性较好。     

温度相关核截面数据库在MCNP计算中的必要性研究

MCNP程序由于其几何模拟和核数据上的优越性,现在在反应堆的研究分析中已经得到较多应用。通过基准题的计算,定量地说明MCNP通过其自带的常温（294K）下的核素截面数据库不能够对反应堆进行非常准确的计算（由于反应堆内各种材料／位置的温度不同）,而且,它也不能够计算反应堆中与温度相关的量,如反应性温度系数。选用了一个带有不同温度下核素截面数据的MCNP输入格式的数据库,使用MCNP-4C对基准题进行了计算,发现计算结果与基准值符合得非常好。这说明通过使用不同温度下的核素截面数据库,MCNP可以准确计算温度系数和增殖系数等,从而说明在反应堆设计计算中制作不同温度下的核素截面库的必要性。Due to the advantage of geometry simulation and nuclear data, the code MCNP is now widely used in the reactor analysis. Based on our calculation of the fuel temperature reactivity coefficient benchmark, it is quantificationally proved that MCNP with its own cross section library can＇ t be used to simulate the reactor accurately and to calculate the temperature reactivity coefficient. Furthermore, we use MCNP- 4C with a database that contains temperature dependent nuclear cross sections to calculate the benchmark. The results are well agreement with benchmark results. This means that, with the temperature dependent nuclear cross sections library, MCNP can calculate the temperature reactivity coefficient and reactor multiplication factor accurately. So the temperature dependent nuclear cross section library should be processed to meet the requirement of reactor calculation.     

堆用蒙特卡罗程序几何重复结构功能开发

介绍了反应堆物理蒙特卡罗程序几何重复结构功能；以MCNP和反应堆用蒙特卡罗模拟程序RMC为例介绍了常见的重复结构输入及实现方式；简要介绍了三种用于几何层级、重复结构计算的加速功能；以大亚湾反应堆组件和全堆芯为例,比较了RMC和MCNP的计算时间，结果显示RMC相对于MCNP获得了3~9倍的加速效果。     

蒙特卡罗输运模拟软件JMCT的深穿透屏蔽计算

核设施辐射屏蔽计算,由于其大规模计算及深穿透等特性,一直是蒙特卡罗方法工程应用的难点之一。采用我国自主研发的三维中子-光子蒙特卡罗粒子输运模拟软件JMCT,结合可视化建模工具JLAMT,对OECD国际基准例题Winfrith Iron/Water Benchmark Experiment(ASPIS)两例实验装置进行建模与计算分析, 并将计算结果与实验值及MCNP计算值进行对比。结果表明,JMCT计算值与MCNP计算值符合较好,其中Winfrith Iron Benchmark Experiment(ASPIS)最大偏差不超过7%,平均偏差1.3%;Winfrith Water Benchmark Experiment(ASPIS)最大偏差小于20%,平均偏差小于10%,证明了JMCT在屏蔽计算以及深穿透问题的可靠性与工程应用性。