高级检索

留言板

尊敬的读者、作者、审稿人, 关于本刊的投稿、审稿、编辑和出版的任何问题, 您可以本页添加留言。我们将尽快给您答复。谢谢您的支持!

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

基于数字化反应堆物理计算程序SHARK的一步法输运计算方法研究

赵晨 赵文博 张宏博 王博 陈长 彭星杰 宫兆虎 曾未 李庆

赵晨, 赵文博, 张宏博, 王博, 陈长, 彭星杰, 宫兆虎, 曾未, 李庆. 基于数字化反应堆物理计算程序SHARK的一步法输运计算方法研究[J]. 核动力工程, 2023, 44(4): 33-40. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0033
引用本文: 赵晨, 赵文博, 张宏博, 王博, 陈长, 彭星杰, 宫兆虎, 曾未, 李庆. 基于数字化反应堆物理计算程序SHARK的一步法输运计算方法研究[J]. 核动力工程, 2023, 44(4): 33-40. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0033
Zhao Chen, Zhao Wenbo, Zhang Hongbo, Wang Bo, Chen Zhang, Peng Xingjie, Gong Zhaohu, Zeng Wei, Li Qing. Research on Direct Transport Calculation Method Based on Numerical Nuclear Reactor Physics Code SHARK[J]. Nuclear Power Engineering, 2023, 44(4): 33-40. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0033
Citation: Zhao Chen, Zhao Wenbo, Zhang Hongbo, Wang Bo, Chen Zhang, Peng Xingjie, Gong Zhaohu, Zeng Wei, Li Qing. Research on Direct Transport Calculation Method Based on Numerical Nuclear Reactor Physics Code SHARK[J]. Nuclear Power Engineering, 2023, 44(4): 33-40. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0033

基于数字化反应堆物理计算程序SHARK的一步法输运计算方法研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0033
基金项目: 国家自然科学基金项目(12005214)
详细信息
    作者简介:

    赵 晨(1992—),男,高级工程师,博士研究生,现主要从事反应堆物理方面的研究,E-mail: okzhaochen@163.com

  • 中图分类号: TL329

Research on Direct Transport Calculation Method Based on Numerical Nuclear Reactor Physics Code SHARK

  • 摘要: 为建立基于数字化反应堆技术的新一代反应堆物理计算方法,实现数字化反应堆高保真建模、高分辨率高精度计算,基于数字化反应堆物理计算程序SHARK,开展了一步法输运计算方法研究,建立并比较了二维/一维方法及准三维特征线输运方法;基于空间区域分解及粗网有限差分(CMFD)的大规模并行加速技术,实现了棒状堆芯及板状堆芯的全堆规模一步法输运计算。数值结果与蒙特卡罗程序基准解相比,特征值偏差小于100pcm(1pcm=10–5),最大棒功率、板功率偏差小于3%,验证了SHARK程序一步法输运计算方法具有良好计算精度,能够适用于棒状、板状堆芯等多应用场景。

     

  • 图  1  二维/一维方法理论示意图

    Figure  1.  Theoretical Schematic Diagram of 2D/1D Method

    图  2  准三维特征线方法示意图

    Figure  2.  Diagram of Quasi-3D Transport Method

    图  3  SHARK程序粗网有限差分加速输运计算流程图

    Figure  3.  Flow Chart of CMFD Acceleration in SHARK

    图  4  SHARK程序空间区域分解示意图

    Figure  4.  Diagram of Domain Decomposition in SHARK

    图  5  C5G7基准题径向几何示意图

    MOX—钚铀氧化物混合燃料组件;UOX—UO2燃料组件

    Figure  5.  Radial Cut of C5G7 Benchmark

    图  6  KUCA基准题SHARK几何建模

    Figure  6.  Geometry of KUCA Benchmark in SHARK

    图  7  宏观BEAVRS基准题几何建模

    Figure  7.  Geometry of Macro BEAVRS Benchmark

    图  8  宏观BEAVRS基准题径向棒功率偏差

    Figure  8.  Radial Pin Power Difference for Macro BEAVRS Benchmark

    图  9  JRR-3M板状宏观基准题几何建模

    Figure  9.  Geometry of Macro JRR-3M Benchmark

    图  10  JRR-3M板状宏观基准题径向组件功率计算结果

    Figure  10.  Radial Assembly Power Results for Macro JRR-3M Benchmark

    图  11  JRR-3M板状宏观基准题轴向积分功率计算结果

    Figure  11.  Axial Integral Power Results for Macro JRR-3M Benchmark

    表  1  C5G7基准题二维/一维方法计算结果

    Table  1.   Results of C5G7 Benchmark with 2D/1D Method

    C5G7二维/一维计算结果不插棒半插棒全插棒
    特征值偏差/pcm−45−45−59
    棒功率偏差/%最大#1层0.8670.9670.759
    均方根0.4060.4780.327
    最大#2层1.4771.2281.187
    均方根0.3960.3380.292
    最大#3层1.7191.5811.696
    均方根0.4580.4750.464
    计算时间/核时696363
    下载: 导出CSV

    表  2  C5G7基准题准三维特征线方法计算结果

    Table  2.   Results of C5G7 Benchmark with Quasi-3D MOC Method

    C5G7准三维计算结果不插棒半插棒全插棒
    特征值偏差/pcm−14−15−23
    棒功率偏差/%最大#1层1.0491.1920.967
    均方根0.2950.3380.478
    最大#2层1.2421.1111.228
    均方根0.3410.3270.338
    最大#3层1.3481.2001.581
    均方根0.3710.3570.475
    计算时间/核时185186187
    下载: 导出CSV

    表  3  KUCA基准题计算结果

    Table  3.   Calcualtion Results of KUCA Benchmark

    KUCA准三维计算结果全提棒全插棒
    特征值偏差/pcm−81−19
    燃料注量率偏差/%快群0.09−0.50
    热群0.24−0.15
    反射层注量率偏差/%快群0.550.13
    热群0.010.06
    控制棒/气隙注量率偏差/%快群−0.33−0.05
    热群−0.630.30
    下载: 导出CSV

    表  4  宏观BEAVRS基准题计算结果

    Table  4.   Calcualtion Results of Macro BEAVRS Benchmark

    宏观BEAVRS计算结果二维/一维
    方法
    准三维特征
    线方法
    特征值偏差/pcm913
    径向棒功率偏差/%最大2.93.2
    均方根0.50.4
    径向组件功率偏差/%最大1.21.1
    均方根0.40.3
    下载: 导出CSV

    表  5  JRR-3M板状宏观基准题计算结果

    Table  5.   Calcualtion Results of Macro JRR-3M Benchmark

    计算结果算例
    AAOAAI
    RMC程序特征值(参考解)0.882231.08964
    SHARK程序特征值0.881211.08890
    特征值计算偏差/pcm−102−74
    三维平板
    裂变率偏差/%
    最大1.682.10
    均方根0.350.30
    下载: 导出CSV
  • [1] SZILARD R, ZHANG H B, KOTHE D, et al. The consortium for advanced simulation of light water reactors: INL/CON-11-22917[R]. Idaho Falls: Idaho National Laboratory, 2011.
    [2] 邓力,史敦福,李刚. 数值反应堆多物理耦合关键技术[J]. 计算物理,2016, 33(6): 631-638. doi: 10.3969/j.issn.1001-246X.2016.06.002
    [3] WEBER D P, SOFU T, PFEIFFER P A, et al. The numerical nuclear reactor for high fidelity integrated simulation of Neutronic, thermal-hydraulic and Thermo mechanical phenomena-project overview[C]//PHYSOR 2004-The Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems: Global Developments. Chicago: American Nuclear Society, 2004.
    [4] KOTHE D B. CASL: the consortium for advanced simulation of light water reactors[R]. Washington: A DOE Energy Innovation Hub, 2010.
    [5] 梁亮. 基于特征线方法的2D/1D及2D/3D耦合中子输运计算方法[D]. 西安: 西安交通大学, 2017.
    [6] 赵晨. 二维/一维耦合特征线方法的改进及在数值反应堆物理计算中的应用[D]. 西安: 西安交通大学, 2019.
    [7] KELLEY B W, LARSEN E W. 2D/1D approximations to the 3D neutron transport equation. I: Theory[C]//2013 International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering. Sun Valley: U. S. Department of Energy, 2013.
    [8] JUNG Y S. Development of practical numerical nuclear reactor for high fidelity core analysis[D]. Korea: Seoul National University, 2013.
    [9] HURSIN M. Full core, heterogeneous, time dependent neutron transport calculation with the 3D code DeCART[D]. Berkeley: University of California, Berkeley, 2010.
    [10] CHOI S, CHOE J, HOANG K, et al. Recent development status of neutron transport code STREAM[C]//Transactions of the Korean Nuclear Society Spring Meeting. Jeju, Korea, 2019.
    [11] CHEN J, LIU Z Y, ZHAO C, et al. A new high-fidelity neutronics code NECP-X[J]. Annals of Nuclear Energy, 2018, 116: 417-428. doi: 10.1016/j.anucene.2018.02.049
    [12] ZHANG T F, XIAO W, YIN H, et al. VITAS: A multi-purpose simulation code for the solution of neutron transport problems based on variational nodal methods[J]. Annals of Nuclear Energy, 2022, 178: 109335. doi: 10.1016/j.anucene.2022.109335
    [13] ZHAO C, LIU Z Y, LIANG L, et al. Improved leakage splitting method for the 2D/1D transport calculation[J]. Progress in Nuclear Energy, 2018, 105: 202-210. doi: 10.1016/j.pnucene.2018.01.007
    [14] ZHU A, JARRETT M, XU Y L, et al. An optimally diffusive coarse mesh finite difference method to accelerate neutron transport calculations[J]. Annals of Nuclear Energy, 2016, 95: 116-124. doi: 10.1016/j.anucene.2016.05.004
    [15] M.A. Smith, E.E. Lewis, Byung-Chan Na. Benchmark on deterministic 3-D MOX fuel assembly transport calculations without spatial homogenization[J]. Progress in Nuclear Energy, 2006, 48: 383−393.
    [16] TAKEDA T, IKEDA H. 3-D neutron transport benchmarks[J]. Journal of Nuclear Science and Technology, 1991, 28(7): 656-669. doi: 10.1080/18811248.1991.9731408
    [17] WANG K, LI Z G, SHE D, et al. RMC – A monte Carlo code for reactor core analysis[J]. Annals of Nuclear Energy, 2015, 82: 121-129. doi: 10.1016/j.anucene.2014.08.048
    [18] IWASAKI J, TSURUTA H, ICHIKAWA H. Neutronics calculation of upgraded JRR-3: JAERI-M 85-062[R]. Naka: Japan Atomic Energy Research Institute, 1985.
  • 加载中
图(11) / 表(5)
计量
  • 文章访问数:  1258
  • HTML全文浏览量:  40
  • PDF下载量:  103
  • 被引次数: 0
出版历程
  • 收稿日期:  2022-10-08
  • 修回日期:  2022-12-05
  • 刊出日期:  2023-08-15

目录

    /

    返回文章
    返回