基于蒙卡均匀化的新概念核能系统物理分析方法研究

In order to meet the demand of nuclear energy market in the future, many new concepts of nuclear energy systems with complex geometry and various spectrums have been put forward. The traditional deterministic neutronics analysis method has been challenged in two aspects: one is the ability of generic geometry processing; the other is the multi-spectrum applicability of the multi-group cross section libraries. Monte Carlo method has strong geometry modeling capability and multi-spectrum applicability compared with deterministic method. Due to the rapid development of computing ability of computers and various acceleration algerithms, Monte Carlo method has been more and more widely adopted. However, it still faces the problems of slow convergence and very long computation time to get reliable results while doing large scale simulations, which makes it not applicable to the reactor core fuel management analysis. Based on our earlier research work, a two-step core analysis scheme drawn from the deterministic core analysis method is proposed in this work. Firstly, Monte Carlo simulations are performed for assembly, and the assembly homogenized multi-group cross sections are tallied at the same time. Secondly, the deterministic method is used for reactor core calculations with these multi-group cross sections. The new scheme can not only take the advantages of Monte Carlo method in geometry and spectrum applicability, but also take the advantages of deterministic method in the maturity and high efficiency of core simulations.

为了适应未来核电市场的需求，国际上提出了多种新概念核能系统设计，它们具有几何结构复杂，能谱变化多样的特点，这对传统的反应堆物理分析方法提出了挑战：一是通用几何处理能力，二是多群常数库的适用性。 蒙卡方法相比于确定论方法在几何及能谱适用性方面具有较大的优势，随着计算机能力及各种加速算法的发展，蒙卡方法的应用越来越广。然而，蒙卡方法在用于较大规模问题，如堆芯的分析模拟时，仍然面临收敛慢、得到可信结果所需要时间太长的问题，这使得蒙卡方法目前仍不适用于堆芯的燃料管理计算。 本研究基于已有的研究基础，拟采用如下技术路线：借鉴确定论分步法堆芯计算流程，在栅元或组件层次计算时，采用蒙卡方法，同时统计栅元或组件的多群均匀化常数；在堆芯层次计算时，采用确定论方法，提高堆芯的计算效率。这种方法既利用了蒙卡方法在几何及能谱适用性方面的优点，又利用了确定论方法在堆芯计算方面的成熟性和高效率。

本项目的主要研究目标是针对新概念核能系统所具有的高几何复杂性及能谱复杂性，开展相应的反应堆物理分析方法研究。主要思路是借鉴确定论两步法计算流程，利用蒙卡方法进行组件计算并对组件进行均匀化，得到组件的均匀化常数，然后进行堆芯计算。.本项目主要研究内容包括：中子输运的蒙卡模拟方法研究、蒙卡均匀化常数统计研究及反应堆燃耗计算方法研究。.在中子输运蒙卡模拟方法方面，详细研究了粒子输运与碰撞等物理过程的蒙卡模拟，发展了相应的反应率统计方法。另外，重点针对临界特征值问题计算中采用的源迭代法，扩展研究了一种改进源迭代法，可以计算得到系统高阶特征解，并加速源收敛。.在蒙卡均匀化常数统计方面，重点研究了扩散系数的蒙卡统计方法，反射层等效均匀化参数的计算，以及少群截面的临界谱修正等内容，研究结果显示扩散系数及反射层均匀化截面的蒙卡统计是影响堆芯计算精度的关键因素。此外，对基于不同蒙卡程序的群常数统计结果进行了一定的对比研究。.在反应堆燃耗计算方面，重点开展了大规模燃耗方程组优化求解方法研究，对比了几种数值计算方法以及几种燃耗矩阵规模的燃耗计算，分析了不同燃耗矩阵规模下不同方法的特点。在此基础上，基于自主开发的燃耗程序开展了蒙卡临界-燃耗耦合算法研究。此外，针对堆芯燃耗计算的截面需求，开展了截面参数化方法研究，并对微观燃耗方法进行了一定的调研。.经过研究，本项目的几个关键问题基本得到了解决或者明确了方向。在此基础上开展的扩展性研究，也都是与本项目相关的进一步研究所需要解决的关键问题，因此为今后进一步深入开展相关科研奠定了良好基础。