能群独立的中子输运非结构网格自适应加密

为兼顾中子输运的模拟精度和计算效率,对网格进行自适应加密和区域分解并行是有效技术途径。通常各能群的中子通量密度分布有较大差异,采用统一的网格不能最佳匹配各群通量密度的空间变化,只能全局加密网格或损失精度。本文通过对各能群中子通量密度分别进行后验误差估计,开展能群独立的局部网格加密,获得与各能群的中子通量密度分别匹配的多组非结构网格,即基于共同父网格(粗网格)的多组独立子网格(细网格),进而开发了在这种层次化父-子网格上的多群中子输运模拟耦合算法,通过连续的多轮次自适应加密,实现了不受初始网格分辨率影响的高精度、高效率求解。基于该网格方法建立了间断有限元输运程序ENTER-Ⅱ,并借助开源算法库DEAL.Ⅱ实现了区域分解并行。初步验证表明,计算结果符合良好,时间效率有明显提升。

非共振能区连续能量确定论中子输运计算方法研究

为了分析核反应堆堆芯内相关物理量分布,需要利用数值方法求解中子输运方程。其中,概率论方法计算效率尚无法满足大型工程计算的需求;而确定论方法大都采用多群近似技术,需要制作专门的多群数据库、进行复杂的共振计算。为了消除确定论方法中的多群近似,本研究提出了基于函数展开的连续能量确定论中子输运计算技术。针对核反应微观截面在非共振能区的特点,建立了多项式基函数展开技术,恰当地刻画了中子在能量维度上的耦合特性,给出了中子通量密度和核反应率等物理量随中子能量的分布。本文详细介绍了非共振能区函数展开技术的理论模型、程序开发与验证。数值结果表明,该技术思路可行。

AB-BNCT中子输运过程的NECP-MCX软件模拟研究

硼中子俘获治疗(Boron Neutron Capture Therapy,BNCT)是国际上极具应用前景的精准治癌手段,中子输运过程直接影响着束流特性和治疗计划的准确性。研究利用新型蒙特卡罗软件NECP-MCX(Nuclear Engineering Computational Physics)开展加速器驱动硼中子俘获治疗(Accelerator Based-Boron Neutron Capture Therapy,AB-BNCT)装置的中子输运过程,计算了中子输运过程中束流整形体出口处的束流参数及不同数据库下头模中的相对生物学剂量沉积。研究结果表明:在确定的束流整形器(Beam-Shaping Assembly,BSA)设计方案下,NECP-MCX模拟计算的中子束流参数结果与主流蒙特卡罗软件计算结果偏差微小,最大参数相对误差约6%,均符合国际原子能机构(International Atomic Energy Agency,IAEA)推荐值,证实NECP-MCX可用于ABBNCT中子输运模拟研究;针对Snyder头模,使用不同数据库与NECP-MCX相匹配,计算得到的头模内相对生物剂量参数均符合临床治疗标准,考虑到ENDF/B-VⅢ.0、JENDL-5更加全面细致,建议后续AB-BNCT治疗计划系统中计算数据库选择此两种数据库。

二维柱坐标系中子输运问题的边界型算法

传统的确定论方法在研究高维度的中子输运方程时需要求解大型矩阵的逆矩阵,该过程将增加计算量、降低计算效率,因此本文采用了一种新型的边界型方法——半边界法(the Half Boundary Method)来解决此类问题。半边界方法利用已有的中子输运方程推导得出相邻两点之间的中子通量密度关系通式,然后迭代地应用此通式求出模型内部任一点与边界点之间的中子通量密度关系,即可得到整个模型的中子通量密度分布。半边界方法在已知一半边界条件处的中子通量密度即可求得模型内部任一点的中子通量密度,提高了计算效率。本文将半边界法在真空边界条件模型中得出的结果与NECP-MCX软件得到的数值结果进行比较,通过分析发现不同空间变量和角度变量离散数量对半边界法数值结果的影响,当空间变量M = 20,N = 40和角度变量H = 50,K = 32时,半边界法的平均误差为0.76%,具有较高精确度。

稳态及瞬态中子输运模型的JFNK求解方法研究

三维全堆芯pin-by-pin中子输运模型的高效加速方法是核反应堆高精度计算的重点和难点。本文有效融合课题组开发的并行多维离散纵坐标(S_(N))中子输运程序comeSn和Jacobian-Free Newton Krylov(JFNK)通用求解框架comeJFNK的高效并行特性、鲁棒性和强收敛性,开发了一套三维稳态及瞬态中子输运模型的JFNK并行求解程序comeSn_JFNK。为了提高计算效率,选择中子标通量密度(而非中子角通量密度)作为JFNK全局求解变量,并利用基于空间区域并行的KBA输运扫描方法和物理预处理方法,分别构建了稳态及瞬态模型的JFNK统一残差计算模型。计算结果表明,comeSn_JFNK相比于comeSn,计算效率具有显著优势,对于三维pin-by-pin稳态KAIST-3A算例,加速比为10倍以上;对于栅元均匀化的二维七群瞬态C5G7-TD2系列基准算例,加速比约为30倍。

求解中子输运方程的保正及S_(2)综合加速方法

中子输运方程的数值方法中,保正性和迭代收敛速度都是重要且具有挑战性的问题。对于一维板几何中子输运方程,采用S_(2)综合加速度法和保正方法相结合的算法进行求解。对于中子输运方程和S_(2)方程,采用线性间断Galerkin方法对其离散,并使用两种限制器得到非负解,这些限制器是易于实现的。将算法用于求解Reed问题,得到的数值结果验证了方法的有效性。

深度学习方法求解中子输运方程的微分变阶理论

中子输运方程是核反应堆物理分析计算的基本方程,针对深度学习技术求解输运方程因定积分项带来的困难,本文提出了微分变阶理论:将输运方程定积分项变换为对应的原函数,其他部分的角通量密度项表示为原函数高阶微分形式,从而将具有微积分形式的输运方程转换为纯粹的高阶微分方程;给出了变换后的原函数定解约束条件,以及对应的边界条件形式;构造了由原函数方程、边界条件、原函数定解、特征值约束共同形成的加权损失函数,利用深度学习使得神经网络逼近原函数;通过将原函数求导进行微分降阶,最终得到原输运方程角通量密度的数值解。针对多个平板、球几何例题进行了数值验证,获得了具有连续性特点的计算结果,证明了本文理论及相关方法的正确性,从而为中子输运方程的数值求解方法探索新的技术途径。

超级蒙特卡罗计算软件SuperMC2.0中子输运计算校验

超级蒙特卡罗计算软件SuperMC2.0是FDS团队开发的以蒙特卡罗方法为主的辐射输运计算软件。本文采用系列临界安全实验例题、中子积分泄漏率实验例题以及IAEA-ADS例题等对其中子输运计算功能进行了测试校验,并将SuperMC2.0计算结果与MCNP计算结果及实验值进行了比较。结果显示,SuperMC2.0与MCNP计算结果及实验值吻合良好,初步证明SuperMC2.0中子输运计算的正确性。

三维多群P_5中子输运蒙特卡罗程序MCMG及检验

本工作介绍了自主开发研制的三维多群P5中子输运蒙特卡罗程序MCMG及从ENDF/B-Ⅶ库制作的47群P5中子截面库G47B7P5N。MCMG程序发展了针对物质的碰撞机制,适合ANISN格式和非标准ANISN格式的多群中子截面。程序计算了6个临界基准模型和2个外源问题,模拟取得了与实验和连续截面MCNP程序一致的结果,计算速度较MCNP程序提高3倍以上。

三维多群中子输运蒙特卡罗程序MCMG-Ⅱ基准检验

三维多群P3中子输运蒙特卡罗程序MCMG通过版本更新和功能扩充，能够配备各种多群微观、宏观截面库，截面输入文件进一步简化，版本从Ⅰ发展到Ⅱ，参数更新到ENDF／B-Ⅶ库。程序发展了针对物质的碰撞机制，具有并行计算功能。对于12个临界基准问题和1个外源问题，MCMG-Ⅱ计算取得了与实验和连续截面MCNP-5程序一致的结果，计算速度较MCNP-5提高了3～6倍。

非结构网格上求解中子输运方程的并行流水线S_n扫描算法

间断有限元离散纵标方法 (Sn)是广泛应用于求解高维非定常中子输运方程的数值方法 ,它涉及几何网格空间、速度相空间和中子能群的离散 ,计算量很大 .该文基于非结构网格 ,提出了基于区域分解的并行流水线Sn扫描算法 ,通过设计具有不同内在并行度和通信面体比的区域分解方法和队列插入算法 ,对两个不同物理模型 ,分别使用两台并行机的 92个和 2 5 6个CPU ,获得 72倍和 78倍以上的加速 .可扩展性能分析表明 ,算法的性能非常依赖于并行机的点对点通信延迟 .

基于特征线方法的三维中子输运程序(Ⅰ)——边界条件的插值处理

特征线方法在处理三维中子输运问题的反射边界条件时存在空间问题和角度问题,本文提出了采用平面插值和球面插值方法来分别处理这两个问题,插值方法不仅可以有效解决空间问题和角度问题,而且三维特征线方法在采用插值方法处理边界条件后对离散求积组和射线布置没有要求。

中子输运方程的三角形节块S_N方法研究

利用面积坐标思想，将任意三角形变换为正三角形，使用横向积分方法对正三角形节块进行处理。节块内横向积分通量、中子源的空间分布使用新的正交二次多项式近似；横向泄漏项的空间分布使用二阶多项式近似；中子通量和横向泄漏的角度通过离散纵坐标（SN）求积组离散。采用节块平衡有限差分方法建立稳定有效的迭代方案；编制了二维三角形节块SN输运计算程序（DNTR），对一系列基准题进行了验证。结果表明，本方法在同等计算精度下比细网差分程序（DOT4．2）快5～7倍，在同等计算精度和相同节块尺寸下比矩形离散节块输运方法（DNTM）快1～3倍，但DNTR程序可应用于非结构几何区域问题，具有DNTM等其它结构化节块SN程序无可比拟的优势。

基于AutoCAD二次开发实现中子输运方程特征线法求解

在先进反应堆的组件设计计算中,特征线方法(MOC)是沿生成的特征线求解中子输运方程,理论上不受几何形状的限制,但需对组件进行几何描述和射线追踪等预处理,现有的MOC程序在几何预处理上实际还存在很多限制。为彻底消除特征线方法在几何方面的限制,借助AutoCAD二次开发功能来实现MOC方法的几何预处理。在此基础上开发了MOC程序AutoMOC,对各种问题的计算表明,程序不仅在几何处理上具有很高的灵活性,同时,其计算结果与MCNP等现有程序计算结果符合良好。

蒙特卡罗中子输运程序的MPI/OpenMP混合并行研究

消息传递/共享内存混合并行方法具有适应分布共享式集群计算机的发展趋势、有助于解决蒙特卡罗计算内存问题、改善并行性能等优势。本文基于一维中子蒙特卡罗输运程序,实现MPI/OpenMP混合并行,研究影响混合并行性能的因素,提出针对共享内存访问竞争、锁竞争、伪共享等问题的解决方法。测试结果表明,混合并行程序和纯粹MPI并行程序有相近的加速效果,同时大量节省了程序的内存使用,对于实现中子蒙特卡罗输运程序的大规模并行有重要意义。

非线性中子输运问题的蒙特卡罗模拟

针对考虑中子之间相互碰撞的非线性中子输运方程,提出一种线性化近似处理方法,导出相应的积分输运方程,利用蒙特卡罗方法求解此方程,数值实验表明算法的有效性,为研究超高能中子产生与输运问题提供了必要的模拟工具.

二维柱几何非定常中子输运方程基于格式的界面预估校正并行算法

针对二维柱几何非定常中子输运方程的Sn-间断有限元方法,提出基于格式的界面预估校正并行算法.数值算例表明,该并行算法在精度与并行度等诸方面均具有良好的性质,与已有的基于隐式格式的并行扫描算法相比,对于二维中子输运大规模计算问题,并行计算效率较高,并行加速比可增加一倍以上,且可保持原隐式格式的计算精度.

MCMGP_3三维多群P_3近似蒙特卡罗中子输运程序基准检验

三维多群P3 近似MonteCarlo中子输运程序MCMGP3是为反应堆临界安全计算设计的 ,它是从连续点截面中子—光子耦合输运MonteCarlo程序MCNP发展而来 ,程序用多群截面代替了MCNP程序的连续点截面 ,但保留了MCNP程序的几何处理能力 ,计数能力和降低方差技巧及图形功能。能群数可扩展 ,使用宏观截面或微观截面均可 ,中子角分布采用P3 近似和广义Gaussian求积。多个基准问题结果显示 ,MCMGP3程序结果与其它方法计算结果符合很好 ,计算还表明在同样计算精度下 ,MCMGP3程序的计算时间较MCNP程序少得多。此外 ,MCMGP3程序还实现了与WIMS程序的连算 ,可作反应堆全堆数值模拟。

基于CAD技术的特征线中子输运计算程序开发

特征线方法(Method of Characteristics,MOC)能否应用于复杂几何关键在于能否将特征线方法与有效的几何处理方法结合起来。本文在菱形差分特征线理论基础上,基于FDS团队自主研发的核与辐射输运计算自动建模软件MCAM的几何处理引擎,研发了基于CAD技术的特征线中子输运计算程序,并利用相关基准例题对程序进行了数值验证,其结果与参考值吻合良好,表明本文方法和程序的可行性、正确性与可靠性。

二维中子输运方程计算的角度多重网格加速方法及外推加速技术

为提高中子输运问题的计算时程效率,本文采用角度多重网格(ANMG)加速方法加速源迭代过程,并在此基础上给出了Lyusternik-Wagner外推加速技术,并应用到中子输运方程最小二乘有限元计算程序LESFES中。数值结果表明:无论对于各向同性散射问题还是强各向异性散射问题,ANMG加速方法具有良好的加速效果;而且在ANMG加速方法的基础上增加Lyusternik-Wagner外推加速技术后,可以使整体加速效果更加明显。