异构并行的高阶散射特征线方法及其在临界实验装置模拟中的应用.pdf
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1、第58 卷第1期2024年1月原子能科学技术Atomic Energy Science and TechnologyVol.58,No.1Jan.2024异构并行的高阶散射特征线方法及其在临界实验装置模拟中的应用邹航”,陈堂”,张乾*,曹巍”,张晋超”,梁亮“,宋佩涛”,刘杰1,2(1.国防科技大学并行与分布处理重点实验室,湖南长沙410 0 7 3;2.高端装备数字化软件湖南省重点实验室,湖南长沙410 0 7 3;3.中国原子能科学研究院,北京10 2 413;4.浙江大学物理学系浙江近代物理中心先进核能理论与应用实验室,浙江杭州310 0 30;5.哈尔滨工程大学核科学与技术学院核安全与
2、仿真技术国防重点实验室,黑龙江哈尔滨150 0 0 1;6.西安核创能源科技有限公司,陕西西安7 10 0 7 7;7.中国辐射防护研究院,山西太原0 30 0 0 6)摘要:在临界实验装置的物理计算中,由于较厚水反射层的存在,中子各向异性散射会对计算结果有重要影响。基于P1各向异性散射特征线方法(MOC),开发了能够处理各向异性散射的特征线输运计算程序,并实现了高阶散射特征线输运计算的高性能异构并行。为确认程序对临界实验装置的物理计算精度,本文选取LCTO11临界实验基准进行堆芯物理计算,并与蒙特卡罗程序进行对比验证。各向异性源使得计算量与内存消耗均有显著增加,给异构系统带来较大的显存负担,
3、因此本文进而对高阶散射输运求解器进行性能分析。数值结果表明:在高阶散射计算条件下,程序可达到蒙特卡罗程序的同等精度,且具有较高的计算效率。关键词:特征线方法;高阶散射;临界实验装置;异构并行中图分类号:TL329doi:10.7538/yzk.2023.youxian.0099Heterogeneous Parallel High-order Scattering MOC andIts Application to Simulation of Critical ExperimentZOU Hangl*,CHEN Ying.*,ZHANG Qiant.*,CAO Wei,ZHANG Jincha
4、o,LIANG Liang,SONG Peitao,LIU Jiel.?(l.Science and Technology on Parallel and Distributed Processing Laboratory,National University of Defense Technology,Changsha,410073,China;2.Laboratory of Software Engineering for Complex Systems,Changsha 410073,China;3.China Institut of Atomic Energy,Beijing 102
5、413,China;4.Laboratory for Advanced Nuclear Energy Theory and Applications,Zhejiang Instituteof Modern Physics,Department of Physics,Zhejiang University,Hangzhou 310030,China;5.Fundamental Science on Nuclear Safety and Simulation Technology Laboratory,School of Nuclear Science and Technology,Harbin
6、Engineering University,Harbin 15000l,China;6.Nuclear Energy Creative Power Co.,Ltd.,Xian 710077,China;7.China Institute for Radiation Protection,Taiyuan 030006,China)Abstract:The purpose of this study is to investigate the impact of neutron anisotropic文献标志码:A文章编号:10 0 0-6 931(2 0 2 4)0 1-0 135-0 9收稿
7、日期:2 0 2 3-0 2-2 8;修回日期:2 0 2 3-0 7-12基金项目:中核集团“青年英才”项目;国家自然科学基金(12 10 50 6 3)*通信作者:陈莹,张乾136scattering on critical experimental setups and to develop a MOC(method of characteris-tic)program capable of handling anisotropic scattering,along with a high-performanceheterogeneous parallel algorithm for h
8、igh-order scattering transport calculations.In theinitial stages,the physical calculations of the critical experimental setup were analyzed,revealing that neutron anisotropic scattering can significantly affect the calculationresults,particularly when a thicker water reflector is present.Building up
9、on the Pianisotropic scattering MOC,a specialized MOC program was developed to address thisissue.To validate the accuracy of the newly developed program for critical experimentalsimulations,the researchers selected the LCTOll critical experimental benchmark forneutronic calculations.A comprehensive
10、comparison was performed between the resultsobtained from the MOC program and a Monte Carlo program,serving as a benchmarkfor verification.One notable challenge encountered during the study was the substantialincrease in computation time and memory consumption caused by the presence of aniso-tropic
11、sources.This created a significant memory burden,especially on heterogeneoussystems.Consequently,the researchers conducted a thorough performance analysis ofthe high-order scattering transport solver employed in the program.The numericalresults obtained from the study showcase that the MOC program a
12、chieves comparableaccuracy to the Monte Carlo program under conditions involving high-order scatteringcomputations.Furthermore,the researchers observed that the developed programexhibited remarkable computational efficiency,making it a promising alternative to theMonte Carlo method.By effectively ad
13、dressing the impact of neutron anisotropic scat-tering and providing accurate results with enhanced computational efficiency,the devel-oped MOC program holds great potential for advancing critical experimental simula-tions.This research significantly contributes to the field of physical calculations
14、 byoffering a reliable and efficient solution for handling anisotropic scattering in high-ordertransport calculations.In conclusion,this study presents the purposeful investigation ofneutron anisotropic scattering in critical experimental setups,resulting in the develop-ment of a specialized MOC pro
15、gram and a high-performance heterogeneous parallelalgorithm.The validation process,conducted using the LCTO11 critical experimentalbenchmark,confirms the accuracy of the program.The performance analysis showcasesthe computational efficiency of the developed program,thus establishing its viability fo
16、rcritical experimental simulations involving anisotropic scattering effects.This researchunderscores the importance of accurate neutron anisotropic scattering calculations andoffers an innovative solution to address the associated challenges in the field of reactorcore physical calculations.Key word
17、s:method of characteristic;high-order scattering;critical experiment;hetero-genous parallel在轻水堆中,各向异性散射效应通常由一个简单的输运修正截面来进行各向同性近似,以提高计算效率。在多数常规的轻水堆物理计算中,如压水堆的燃料组件计算,由于其泄漏较低,输运修正是充分合理的。但是,有多项研究原子能科学技术第58 卷表明1-2 ,对于小堆或带有控制棒的燃料组件,基于输运修正的中子输运计算的精度较差。典型问题包括Babcock&.Wilcox(B&W)临界实验基准题中的B&W1484E3,应用传统的输运修正造
18、成的有效增殖因数偏差高达数千第1期邹航等:异构并行的高阶散射特征线方法及其在临界实验装置模拟中的应用pcm。临界实验被广泛应用于中子输运程序的in.g.i:.=sin o,验证与确认工作中,是检验程序准确性与有效性的重要手段4-5,同时,临界实验装置在中子学上通常具有强泄漏、强非均匀性的特征,在临界实验装置的校核计算中必须考虑中子各向异性散射,而并非直接引用传统的各向同性散射近似6 。一些国际知名的燃料组件程序6-1在开发中引入了高阶各向异性散射,然而引人高阶散射,尤其是对于特征线方法(MOC)来说,意味着内存和计算时间的大量增加。针对这一问题,本文对高阶各向异性散射的特征线输运计算方法开展研
19、究,并实现异构并行,选用LCT-011临界实验基准进行验证计算。通过与蒙特卡罗计算程序结果的比较,确认程序对热谱临界实验装置的适用性与计算精度。此外,还进行程序在高阶散射计算中的性能分析,包括显存占用以及计算效率。1计算方法1.1数值方法MOC示意图如图1所示,在区域i内,沿着m方向的第k条特征线的中子输运方程为:d(1)式中:pimk(s)为沿着m方向的第k条特征线在s处的中子通量密度;Qim为总源项,包括裂变源与散射源;Zt.i为区域i的总宏观截面。2outAk图1MOC示意图Fig.1Diagram of MOC对区域i采用平源近似,由式(1)可得区域i中单根特征线段si在辐角a和极角p
20、方向下的平均角通量密度:.为:137out.g.i(2)式中:0,为特征线的极角;和pa5分别为特征线段入射和出射角通量密度;g为能群索引;sa.为特征线段长度;Qa:i为源项。进而可推导出区域i的平均角通量密度9为:sin Op:式中,A为特征线段si的线宽。各向异性源项的计算需要高阶角通量密度矩的参与9-10 Piim=wa.pa:iYi.m(pea)其中:YL.m(pa)=/(L+MT(L-M)!PMp=cosOpYi.M=YL,-M式中:a.p为方向权重;p为极角余弦;a为辐角;L为勒让德展开阶数;M为球谐函数展开阶数,ME-L,L;PY为勒让德系数;距M为通量密度矩。对式(3)中的源
21、项采用勒让德展开:Q-V+2.2GL1g-1LM=L4元式中:Xg为裂变谱;亚为裂变源;G为总能群数;Z2-为第L阶的能群g散射至能群g的散射截面。本文仅考虑P1散射,则散射源项9 可表示为:GQ1.0Ti.o,4元g-1GQ34元=11.2程序开发基于以上方法在已有的基于异构平台的特征线输运计算程序ALPHA上进行开发,ALPHA的开发情况参考文献11-14。相比于P。散射kEiM=-1(3)(4)eiMa(5)(6)(7)2L+1.(8)(9)6(10)138计算,PI计算需要存储各向异性散射源项以及平源区的平均角通量密度矩,因此平源区标通量密度的计算方式从原先的在线原子操作变为扫描完毕后
22、统一归并。各向异性散射源项的计算与各项同性散射源计算方法差别不大,仅增加了角度循环与勒让德展开阶数循环,整体计算流程示于图2。2临界实验描述本文选用 ICSBEP中的 LEU-COMP-THERM011(LCT011)临界实验基准15进行程序的验证计算。LCT011是197 7 197 9年在Babcock-Wilcox原子能科学技术第58 卷(B&W)林奇堡研究中心的CX-10临界装置上进行的一系列使用铝包壳以及低富集度氧化铀的临界实验。LCT011中共有15组实验,各组实验使用相同富集度的燃料以及相同的结构材料,但在活性区整体几何形式、燃料棒阵列之间的栅距、B,C吸收棒位置以及慢化剂中硼酸
23、浓度上体现差别。其中实验1与实验2 采用相同的材料参数,而堆芯几何布置上分别采用CoreI和Core I,如图3所示。实验39选用相同的堆芯布置,均为Core,而它们的差别在于慢化剂中不同的硼酸浓度。相较于实验2 所使用的堆芯布置Core,C o r e 在原有3X3的燃料棒阵列之第次选代1Q:1.0_.04元-1射线-能群-极角并行in.g.iPap.kout.g.ik=sine,a.p,A81各向异性源计算Sa,kPo,038i1=4元2s,a,pQ8a.p4元 g7.1s,gM-1ZSa.koAk输运扫描s,ap平源区-能群-辐角-极角并行YLM(up.aa)=归并标通量密度矩siM-Z
24、oapoaYi.M(up.aa)第1次送代平源区-能群-极角并行图2 PiMOC计算流程图Fig.2Computational flowchart of P,MOCV(L+M!ab-1.636 cm-1.636cm图3LCTo11临界实验CoreI(a)和Core I(b)堆芯布置示意图Fig.3 Loading diagram of Core I(a)and Core II(b)in LCTO1l critical experiment第1期间加上了一个燃料栅元宽度的水隙。实验10选用的堆芯布置Core IV与Core 大体相同,邹航等:异构并行的高阶散射特征线方法及其在临界实验装置模拟中的
25、应用139但是在水隙中插入了一定数量的B,C吸收棒。Core II 与 Core IV如图 4所示。-1.636 cm图4LCTo11临界实验Core(a)和CoreIV(b)堆芯布置示意图Fig.4 Loading diagram of Core II(a)and Core IV(b)in LCTO1l critical experiment实验10 15选用的堆芯布置中燃料棒阵列之间的水隙逐渐增大,由1个燃料栅元宽度逐渐增大至4个燃料栅元宽度。在实验1114中相同堆芯布置的状况下会改变BC吸收棒的排布位置。各堆芯布置图参考文献15。燃料棒和B,C棒的轴向几何结构如图5所示。a153.360
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