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针对实际应用中辐射和中子输运数值模拟,讨论球一维和柱二维几何粒子输运方程确定论计算方法的研究现状,包括离散纵标、球谐函数、迭代加速、并行计算等方法.重点讨论输运计算方法所取得的若干研究进展,包括离散纵标求积组、自适应时间离散格式、本征值迭代求解方法、简化球谐函数方法、修正的子网格隅角平衡方法、灰体综合加速方法、迭代初值选取方法、输运与扩散耦合方法、基于预估校正的并行格式等.简要介绍了相关输运计算程序的研制情况,并分析输运计算方法存在的难点,提出待开展研究的内容. 相似文献
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中子输运方程中的α本征值计算 总被引:2,自引:0,他引:2
用多群Sn方法(离散纵标法)独立编制了α本征值计算程序,在一定程度上解决了次临界情形下α本征值计算遇到的困难,并对含空腔系统给出了一个简化处理模型.对标准问题的计算表明,该程序算法可靠,计算结果可信. 相似文献
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粒子输运方程的线性间断有限元方法 总被引:1,自引:0,他引:1
将空间线性间断有限元方法应用于动态粒子输运方程的求解.数值算例表明,空间线性间断有限元方法在网格边界的数值精度方面明显高于指数格式和菱形格式,并且通量在时间上的微分曲线相对光滑,避免了指数格式、菱形格式数值解的非物理振荡现象. 相似文献
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堆外探测器响应函数代表了堆芯活性区各组件对堆外探测器计数率的贡献,反映了堆芯功率分布与探测器计数率的关系。研究了三维离散纵标法(SN)程序TORT的共轭输运方法,并开发相应的处理程序,实现了柱坐标下的三维共轭中子注量率到压水堆各燃料组件响应函数的转换。并基于CAP1400核电厂反应堆模型,分析了其堆外探测器响应函数空间分布的特性,与采用TORT多次正向输运计算结果进行了对比分析,两者符合较好。通过本文研究,实现了压水堆核电厂堆外探测器响应函数的三维空间分布计算。 相似文献
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堆外探测器响应函数代表了堆芯活性区各组件对堆外探测器计数率的贡献,反映了堆芯功率分布与探测器计数率的关系。研究了三维离散纵标法(SN)程序TORT的共轭输运方法,并开发相应的处理程序,实现了柱坐标下的三维共轭中子注量率到压水堆各燃料组件响应函数的转换。并基于CAP1400核电厂反应堆模型,分析了其堆外探测器响应函数空间分布的特性,与采用TORT多次正向输运计算结果进行了对比分析,两者符合较好。通过本文研究,实现了压水堆核电厂堆外探测器响应函数的三维空间分布计算。 相似文献
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对Jacobian-free Newton-Krylov(JFNK)方法迭代过程进行分析,通过在迭代过程中吸收物理约束信息,对JFNK方法进行改进.改进后的JFNK方法迭代过程中的迭代序列总是满足物理约束,克服了迭代过程中可能出现的非物理现象.采用改进之后的算法求解二维三温能量方程,可以保证在迭代过程中不会出现负温度问题,使JFNK方法的健壮性得到提高. 相似文献
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针对二维球坐标系下中子输运方程的SN算法, 提出基于(单元, 方向)二元组的有向图模型, 在已有的基于有向图的并行流水线算法基础上, 设计粒度可控多级并行SN算法。其中, 采用区域分解和并行流水线相结合的方式挖掘空间-角度方向的并行度, 提出能群流水并行方法, 并通过设置合适的流水线粒度来平衡有向图调度、通信和空闲等待开销。实验结果表明: 该算法可以有效地求解二维球坐标系下的中子输运方程。在某国产并行机1920核上, 对于96万网格、60个方向、24能群、数十亿自由度的典型中子输运问题, 获得了71%的并行效率。 相似文献
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粒子输运离散纵标方程基于界面修正的并行计算方法 总被引:1,自引:1,他引:0
为了改造粒子输运方程求解的隐式格式,研究设计适应大型并行计算机的并行计算方法,介绍一类求解粒子输运方程离散纵标方程组的基于界面修正的源迭代并行计算方法.应用空间区域分解,在子区域内界面处首先采用迎风显式差分格式进行预估,构造子区域的入射边界条件,然后,在各个子区域内部进行源迭代求解隐式离散纵标方程组.在源迭代过程中,在内界面入射边界处采用隐式格式进行界面修正.数值算例表明该并行计算方法在精度、并行度、简单性诸方面均具有良好的性质. 相似文献
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The construction of China Spallation Neutron Source (CSNS) has been initiated in Dongguan, Guangdong, China. Thus a detailed radiation transport analysis of the shutter neutron beam stop is of vital importance. The analyses are performed using the coupled Monte Carlo and multi-dimensional discrete ordinates method. The target of calculations is to optimize the neutron beamline shielding design to guarantee personal safety and minimize cost. Successful elimination of the primary ray effects via the two-dimensional uncollided flux and the first collision source methodology is also illustrated. Two-dimensional dose distribution is calculated. The dose at the end of the neutron beam line is less than 2.5 μSv/h. The models have ensured that the doses received by the hall staff members are below the standard limit required. 相似文献
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