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

JMCT与子通道程序耦合方法研究及验证

刘鹏 史敦福 李康 邓力

刘鹏, 史敦福, 李康, 等. JMCT与子通道程序耦合方法研究及验证[J]. 强激光与粒子束, 2018, 30: 016010. doi: 10.11884/HPLPB201830.170252
引用本文: 刘鹏, 史敦福, 李康, 等. JMCT与子通道程序耦合方法研究及验证[J]. 强激光与粒子束, 2018, 30: 016010. doi: 10.11884/HPLPB201830.170252
Liu Peng, Shi Dunfu, Li Kang, et al. Researchand validation on coupling method of JMCT and subchannel code[J]. High Power Laser and Particle Beams, 2018, 30: 016010. doi: 10.11884/HPLPB201830.170252
Citation: Liu Peng, Shi Dunfu, Li Kang, et al. Researchand validation on coupling method of JMCT and subchannel code[J]. High Power Laser and Particle Beams, 2018, 30: 016010. doi: 10.11884/HPLPB201830.170252

JMCT与子通道程序耦合方法研究及验证

doi: 10.11884/HPLPB201830.170252
基金项目: 

能源局重大专项子项 2015ZX06002008

国防科工局国防基础科研计划项目 C1520110002

国家磁约束核聚变能源研究专项 2015GB108002

NSFC-广东联合基金(第二期)超级计算科学应用专项 U1501501

详细信息
    作者简介:

    刘鹏(1989-),男,博士,从事核热耦合研究;liu_p07@163.com

  • 中图分类号: TL32

Researchand validation on coupling method of JMCT and subchannel code

  • 摘要: 蒙特卡罗与热工水力的耦合计算是目前反应堆数值模拟的重要研究方向,在蒙特卡罗方法连续能量点截面的基础上结合热工程序的温度反馈,反应堆中子计算的准确性得到大幅提高。为了提高计算精度,堆芯模型分辨率也需进一步提高,相比于组件均匀化模型,pin-by-pin的建模方式能够获得更好的结果。利用蒙特卡罗程序JMCT与子通道程序COBRA-EN实现了蒙特卡罗-热工的内耦合,内耦合方式通过内存进行数据传递,其计算效率及安全性均优于外耦合方法。随后利用NURISP项目迷你堆的pin-by-pin模型对耦合程序进行验证。计算结果与同类耦合程序相似,验证了程序的准确性。同时,对耦合过程的收敛性问题进行了初步分析。
  • 图  1  耦合程序流程图

    Figure  1.  Coupling scheme of JCMT and COBRA-EN

    图  2  迷你堆模型示意图

    Figure  2.  Geometry of minicore model

    图  3  迷你堆计算模型

    Figure  3.  Computation models of minicore

    图  4  有效增殖系数keff随迭代次数的收敛情况

    Figure  4.  keff in the iteration steps

    图  5  迷你堆的功率分布

    Figure  5.  Power distributions in minicore

    表  1  迷你堆HFP工况的物理热工参数

    Table  1.   HFP parameters of minicore

    height of
    fuel pins
    /cm
    assembly
    width
    /cm
    assembly
    arrangement
    power
    /mW
    mass flow
    rate
    /(kg·s-1)
    inlet
    temperature
    /K
    pressure
    /MPa
    boron
    concentration
    /ppm
    365.76 21.42 17×17 100 82.12 560 15.4 200
    下载: 导出CSV

    表  2  收敛比例与粒子数和统计代数的关系

    Table  2.   Convergence ratio of power in different tracking neutrons and batches

    neutrons
    per batch
    number of
    batches
    convergence
    ratio/%
    1×105 1000 30.94
    2×105 1000 42.26
    4×105 1000 54.44
    6×105 1000 61.63
    8×105 1000 70.51
    10×105 1000 73.50
    6×105 1500 73.23
    6×105 2000 83.39
    6×105 3000 88.25
    下载: 导出CSV
  • [1] Kelly D J, Aviles B N, Herman B R. MC21 analysis of the MIT PWR benchmark: hot zero power results[C]//Proceedings of the International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering, 2962-2977.
    [2] Sjenitzer B L, Hoogenboom J E, Escalante J J, et al. Coupling of dynamic Monte Carlo with thermal-hydraulic feedback[J]. Annals of Nuclear Energy, 2015: 27-39. https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0306454914004903
    [3] Daeubler M, Ivanov A, Sjenitzer B L, et al. High-fidelity coupled Monte Carlo neutron transport and thermal-hydraulic simulations using Serpent 2/SUBCHANFLOW[J]. Annals of Nuclear Energy, 2015: 352-375. https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0306454915001747
    [4] Liu S, Liang J, Wu Q, et al. BEAVRS full core burnup calculation in hot full power condition by RMC code[J]. Annals of Nuclear Energy, 2017, 101: 434-446. https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0306454916304959
    [5] 刘仕昌, 吴屈, 郭娟娟, 等. BEAVRS基准题热态满功率计算研究[C]//2016年反应堆物理会议, 2016.

    Liu Shichang, Wu Qu, Guo Juanjuan, et al. Whole core calculations of [5] BEAVRS benchmark in hot full power condition//CORPHY-2016, 2016
    [6] 李刚, 邓力, 张宝印, 等. BEAVRS基准模型热零功率状态的JMCT分析[J]. 物理学报, 2016, 65: 052801. doi: 10.7498/aps.65.052801

    Li Gang, Deng Li, Zhang Baoyin, et al. JMCT Monte Carlo analysis of BEAVRS benchmark: hot zero power results. Acta Physica Sinica, 2016, 65: 052801 doi: 10.7498/aps.65.052801
    [7] Kozlowski T, Downar T J. OECD/NEA and U.S. NRC PWR MOX/UO2 core transient benchmark—final report[R]. OECD Nuclear Energy Agency/Nuclear Science Committee. 2007.
    [8] Kozlowski T, Downar T J. OECD/NEA and U.S. NRC PWR MOX/UO2 core transient benchmark[R]. OECD Nuclear Energy Agency/Nuclear Science Committee. 2003.
  • 加载中
图(5) / 表(2)
计量
  • 文章访问数:  1074
  • HTML全文浏览量:  260
  • PDF下载量:  160
  • 被引次数: 0
出版历程
  • 收稿日期:  2017-06-21
  • 修回日期:  2017-09-21
  • 刊出日期:  2018-01-15

目录

    /

    返回文章
    返回