多群蒙特卡罗程序MCMG的开发与基准校验.pdfVIP

第28卷第l期 核动力工程 Vbl．28．No．1 2OO7 年2月 NuclearPower Feb．20O7 Engineering l—0009·05 文章编号：0258一0926(2007)0 多群蒙特卡罗程序MCMG的开发与基准校验 蒋校丰1，栾兴峰2，邓力3 (1．上海交通大学核科学与系统工程系，200030；2．秦山核电公司，浙江海盐，314300； 3．北京应用物理与计算数学研究所，lo0088) 摘要：基于连续能量蒙特卡罗程序MCNP开发了多群蒙特卡罗程序MCMG。利用由栅元程序wIMS产 生的随燃耗变化的多群宏观均匀化截面取代连续能量点截面，大大提高了程序的计算速度，同时也解决了蒙 特卡罗程序不能进行燃耗计算等问题。针对输运修正引起的自散射截面导致的负概率抽样现象，提出了一种 非负修正方法，并用基准计算验证了该方法的正确性。 关键词：多群；蒙特卡罗；均匀化截面；MCMG 中图分类号：TL329．2文献标识码：A 1 前言 基础上改造的，其实质是将连续能量积分中子输 MCNP程序可求解任意三维复杂几何系统内运方程的模拟过程改成多群积分中子输运方程的 的粒子输运问题，具有真实模拟粒子轨迹的特点； 模拟过程。其基本原理是：改用多群方式确定中 它采用精确的点截面数据，具有超强的几何处理 子碰撞后的各种物理反应及中子碰撞后的能量、 能力，被广泛用于中子输运计算和反应堆临界安 方向；中子俘获采用隐俘获；中子散射角分布采 全分析。然而MCNP程序也存在以下不足：首先，用MORsE程序川的处理方法，即散射截面按 由于采用连续点截面和精细物理考虑，使计算时 Legendre多项式展开取有限项，然后用广义 间大大增加；其次，不能进行燃耗计算。为此， Gaussiall求积法求出离散角分布的近似分布。这 本文将连续能量的蒙特卡罗程序MCNP改造成多样处理可避免角分布因展开项过少而出负(输运 群蒙特卡罗程序MCMG。该程序的主要思想是采修正引起的自散射截面导致的负概率)的现象翻。 用了分群理论：首先将中子能量划分成若干个能 2．1 多群中子输运方程 量区间(分群)，把对连续能量的中子跟踪问题转 多群Boltzmann输运方程的积分形式 变为对能群的中子跟踪问题，从而节约了中子的 跟踪时间；然后，参考其它输运理论的方法(如 噍(，，力)=ld畔(，)exp}_以(，．，，，口)j× sN、PN和积分输运等方法)的思想，用栅元程序 s。(，一，刃，力) wIMS对堆芯中的基本栅元进行均匀化处理，并 群(，．) 求出考虑了非均匀效应后的均匀化群常数。由于 对几何进行了均匀化处理，因此使花费在几何跟 踪上的时间大大减少，提高了计算速度；最后， 应用栅元程序wⅡⅥS进行栅元燃耗计算，求出栅 其中， 元群常数与燃耗的关系，并提供给MCMG程序 ，， 使用。 乓(，，，，刃)=l∑F(，一，’Q)d，’ (2) 2 多群蒙特卡罗程序MCMG的开发 式中，第一项为源中子对中子通量密度的直接贡 献项；而第二项为散射贡献项。 MCMG是在连续能量蒙特卡罗程序MQ旧 收稿日期：2005一07．18；修回日期：2006一09一15 基金项目：国家自然科