[发明专利]针对均匀几何变分节块法的三维准输运加速方法

说明书

一种针对均匀几何变分节块法的三维准输运加速方法，通过准输运近似处理，消除了二阶偶宇称中子输运方程中轴向与径向的交叉导数项；考虑在实际压水堆中，轴向的不均匀性较弱，本发明在Ritz离散过程中，对轴向表面的奇中子角通量密度的角度分布采用了扩散近似；本发明在Ritz离散过程中，利用角度空间的对称性，减少了径向表面的奇中子角通量密度角度基函数的数量。本发明能够在不显著影响计算精度的情况下大幅提高计算效率、减少计算内存，从而用于核反应堆设计中精确高效的中子学模拟。

技术领域

本发明涉及的是一种核工程领域的技术，具体是一种针对均匀几何变分节块法的三维准输运加速方法。

背景技术

在反应堆设计中，为了分析反应堆的中子学性能和安全性，需要对反应堆进行精确高效的中子学模拟以获得反应堆的有效增殖系数和堆内中子通量密度分布。有效增殖系数和中子通量密度是通过求解中子输运方程获得，目前广泛采用的求解中子输运方程的方法为变分节块法，该方法将反应堆区域划分为一系列典型节块，通过对典型节块构造相应的响应矩阵并完成响应矩阵方程的求解，最终得到反应堆的有效增殖系数和堆内的中子通量分布。然而，在大规模反应堆三维中子学模拟中，特别是在采用高阶角度近似时，响应矩阵的规模和数量往往很大，这对计算效率和计算内存提出了严峻的挑战，极大限制了该方法在反应堆设计中的工程应用性。

发明内容

本发明针对现有均匀几何变分节块法在大规模反应堆三维中子学模拟时计算成本高昂的问题，提出一种针对均匀几何变分节块法的三维准输运加速方法，能够在不显著影响计算精度的情况下大幅提高计算效率、减少计算内存，从而用于核反应堆设计中精确高效的中子学模拟。

本发明是通过以下技术方案实现的：

本发明涉及一种针对均匀几何变分节块法的三维准输运加速方法，包括以下步骤：

步骤1)从稳态中子输运方程出发，通过准输运近似，得到不含轴向径向交叉导数项的二阶偶宇称中子输运方程。

步骤2)利用变分原理，建立包含二阶偶宇称中子输运方程和边界条件在内的泛函。

步骤3)节块内部的偶中子角通量密度在空间上采用标准正交多项式展开；角度上采用积分方法处理。

步骤4)节块径向表面的奇中子角通量密度在空间上采用标准正交多项式展开，角度上采用完备球谐函数展开，且利用角空间的对称性将球谐函数的数量减少一半。

步骤5)节块轴向表面的奇中子角通量密度在空间上采用标准正交多项式展开，角度上采用扩散近似。

步骤6)将函数的离散形式代入节块泛函中，采用变分方法，并利用变量替换的思想，得到响应矩阵方程。

步骤7)采用裂变源迭代、多群迭代和群内迭代的三重迭代方法求解响应矩阵方程，获得反应堆的有效增殖系数和堆内中子通量密度分布。

本发明涉及一种实现上述方法的核反应堆中子学性能分析系统，包括：输入信息读取单元、响应矩阵构造单元、矩阵方程求解单元和后处理单元，其中：输入信息读取单元用以读取用户输入的描述反应堆参数信息并传递给响应矩阵构造单元，响应矩阵构造单元根据反应堆参数信息进行响应矩阵的构造，得到每个能群下每个典型节块对应的响应矩阵B、R、V、C，矩阵方程求解单元根据构造的响应矩阵，对响应矩阵方程进行幂方法迭代求解，后处理单元根据矩阵方程求解单元的计算结果，输出反应堆的有效增殖系数和堆内的中子通量密度分布图用以分析核反应堆的中子学性能。

所述的反应堆参数信息，包括：反应堆的几何参数信息、反应堆的材料组成信息、材料的截面信息、用户设置的空间、角度的展开阶数信息、用户设置的收敛限信息。

技术效果