超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统Super MC

吴宜灿,宋 婧,胡丽琴,2,龙鹏程,何 桃,程梦云,郑华庆,郝丽娟,俞盛朋,孙光耀,吴 斌,杨 琪,陈朝斌,党同强,方 菱,裴 曦,王 芳,汪 进,蒋洁琼,汪建业,赵柱民,陈义学,郭智荣,7,咸春宇,李 庆,FDS团队

超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统Super MC

吴宜灿1,宋 婧1,胡丽琴1,2,龙鹏程1,何 桃1,程梦云1,郑华庆1,郝丽娟1,俞盛朋1,孙光耀1,吴 斌1,杨 琪1,陈朝斌1,党同强1,方 菱1,裴 曦1,王 芳1,汪 进1,蒋洁琼1,汪建业1,赵柱民1,陈义学1,郭智荣1,7,咸春宇4,5,李 庆6,FDS团队

(1.中国科学院核能安全技术研究所,中国科学院中子输运理论与辐射安全重点实验室,安徽合肥230031 2.中国科学技术大学,安徽合肥230031 3.中国船舶理工集团第七一九研究所,湖北武汉430000 4.深圳中广核工程设计公司,深圳518000 5.华龙国际核电技术有限公司,北京100037 6.中国核动力设计研究院,四川成都610000 7.武汉海王科技有限公司,湖北武汉430000)

蒙特卡罗方法对于复杂核系统的模拟具有明显优势,然而在实际工程应用中存在巨大的挑战,如复杂结构与材料分布精准建模难度大、计算收敛速度慢、海量数据难以及时有效分析等。超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统Super MC设计为支持以辐射输运为核心,包含燃耗、辐射源项/剂量/生物危害、材料活化与嬗变等的综合中子学计算,支持热工水力学、结构力学、化学、生物学等多物理耦合模拟。Super MC目前已发展了精准建模、高效计算、四维可视化等关键技术,通过2 000余个国际基准模型及实验的验证与确认,在反应堆工程等方面获得广泛应用,本文对其发展概况进行介绍。

蒙特卡罗;多物理;核系统;Super MC

高保真数值模拟在核系统设计优化与安全评估中起到越来越重要的作用,例如:先进反应堆的设计、现有反应堆延寿、减少核废料与提高燃料利用率、全过程安全评估等,随着社会对核能安全的关注及新型核能系统的发展,高保真数值模拟的需求的迫切性日益突出。

对于核系统的高保真模拟,相比于确定论方法,蒙特卡罗方法(蒙卡)具有处理复杂问题、计算精度高等显著优势,成为核系统核设计与辐射安全评价中高保真模拟的基准方法[1,2］。然而,由美国洛斯阿拉莫斯国家实验室历时60余年研发的国际最权威蒙卡软件MCNP,在现代实际工程应用中面临着诸多挑战,如:基于面方程表达式的手工近似建模方式难以准确建立复杂结构与材料分布问题的计算模型,且建模工作量大、易出错[3］;计算速度难以满足实际工程应用要求[4,5］;难以模拟复杂核系统大空间全尺寸、深穿透问题;不具备海量数据智能可视化分析能力,人机界面沿用早期命令行方式,软件易用性与交互性差,对用户专业性要求高等;同时传统孤立静态的计算已逐渐向模拟多物理多尺度现象的集成分析演变[6］。

中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队于1999年开始自主进行超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统Super MC的研发[7］。本文对Super MC的总体设计与主要功能、关键技术与方法、数值验证与实验确认、典型应用进行了介绍。

1 总体设计与主要功能

超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统Super MC设计为支持以辐射输运为核心,包含燃耗、辐射源项/剂量/生物危害、材料活化与嬗变等的综合中子学计算,支持热工水力学、结构力学、化学、生物学等多物理耦合模拟。其功能架构图如图1所示。

图1 Super MC功能架构图Fig.1 Functional architecture of Super MC

1.1 几何与物理自动建模

Super MC发展了基于CAD的建模功能,实现了从实际复杂工程CAD模型到蒙卡计算模型的自动精准转换,显著提高建模效率[8-10］。可导入及创建模型、层次化定义堆芯等逻辑层次结构、定义几何边界条件、指定热传输与冷却剂传输途径等信息。基于统一的模型可转换为基于面的半空间、以基本体及其布尔运算、混合半空间与基本体及其布尔运算等不同方式描述的计算几何,因此可扩展支持MCNP、FLUKA、Geant4、TRIPOLI、PHITS等蒙卡程序的正向建模、反向转换及不同蒙卡计算模型之间的转换[11］。可从统一的模型转换成由CSG、结构网格[12］、非结构网格及其耦合[13］表示的多物理耦合计算模型。能对几何模型中丢粒子等错误进行检查及对模型自动进行修复、重构、分解等预处理,保证计算模型的正确性。同时根据计算模型反转重构CAD模型或面片模型,可通过3D可视化的方式检查及修改模型。Super MC可将医学CT、MRI、彩色切片及其他扫描数据重建转换成精细三维人体模型,用于辐射物理中人体剂量评估及医学物理[14］。

同时Super MC支持对计算物理属性的自动建模,实现完整计算模型的建立,特别是复杂的辐射源分布建模(如聚变堆等离子源)、几何交互式计数建模、基于库的材料建模等。

1.2 综合中子学计算

Super MC支持中子(1 e－11～150 MeV)、光子(1 Ke V～1 Ge V)、电子、质子等多种粒子的输运模拟。中子的物理反应包括非弹性散射、弹性散射、吸收反应,考虑了中子的热散射效应并对超热中子进行单独处理,考虑了非可分辨共振能段自屏效应及瞬发中子。对于光子的物理反应考虑了康普顿散射、相干散射、光电过程荧光光子产生、电子对效应、光核反应。可计算统计核设计与分析的常用物理量及ks等新型反应堆物理参数。可通过蒙卡方法计算少群结块计算参数,提供给确定论程序作为输入。具备在指定置信区间内特征值的临界搜索功能,用于确定反应堆中组件布局、燃料装料、可溶硼浓度等。考虑到物理反馈效应,发展了结构网格、非结构网格、连续计数等功能。对于屏蔽计算,支持权窗、强迫碰撞、指数变换等多种基本减方差技巧及自适应减方差方法。

燃耗与活化计算的核心功能是模拟粒子辐照后核素含量并给出核素累积的具体途径。基于内耦合的矩阵指数方法的燃耗计算核心,用户只需要在一个计算模型中定义燃耗区域,将自动生成燃耗计数。通过流程控制及内部输运与燃耗计算核心的数据交换,可进行燃耗、材料活化、辐射剂量等计算。

1.3 多物理耦合计算

基于稳态输运计算核心、时间相关的中子动力学与热工水力学、结构力学、化学、生物学等以集成、统一、灵活的方式进行耦合并易于扩展,以支持反应堆等核系统多物理现象高保真的模拟。基于多维、多速率场、多相、多组件欧拉模型和结构传热传质的流体动力学模型进行反应堆瞬态的模拟。支持不同计算核心网格等的数据场映射,同时考虑到耦合过程中多物理的非线性反馈效应,基于紧耦合的方式提高预测的准确性减少不必要的安全余量,程序内部自动进行多次迭代直到收敛。同时包含了单步蒙卡计算中的截面、计算参数等的敏感性与不确定性分析以及蒙卡与确定论耦合输运、燃耗输运耦合、多物理耦合中多步计算误差传递可进行不确定性量化,特别对于基于模拟结果进行核电站决策时非常必要,如使用最佳估计及不确定方法时的事故分析。

基于该耦合功能,多物理耦合计算可用于反应堆设计基准事故及严重事故分析、预测燃料棒震动及带来的格架燃料棒震动等现象。

1.4 可视分析与虚拟仿真

根据用户兴趣,可自动智能地对数据进行可视分析,以直观反映数据的物理特征[15］。可使用多风格进行多维数据显示,如二维图、三维体绘制、网格、基于几何的数据裁剪以及不同数据的统一颜色映射,并可进行几何表面或几何轮廓线与数据场叠加可视化。可对数据进行定量分析,如基于误差对多计算数据进行合并、指定曲线上数据变化趋势分析、指定点的数据及极值提取等。

为提高涉核作业的安全性与合理性,对作业方案进行模拟演练与人员受照剂量预评估可有效地降低工作人员的辐射剂量。Super MC支持辐射环境中的虚拟漫游与器官剂量精细评估[16］,采用基于真实人体切片数据构建的中国成年高精度辐射虚拟人模型Rad-HUMAN[17］,实现了辐射环境下维修方案的人员工作路径虚拟漫游、器官当量剂量、个人有效剂量、集体剂量实时评估。基于多目标优化算法,以集体剂量最低为目标,规避高剂量区域,作业时间与多工种协作配合,可实现工作路径自动生成,自动优化。

Super MC可实现事故的演化模拟预测、全尺度多介质的放射性核素扩散实时可视仿真、高分辨率环境核素快速监测与事故源项精准评估,同时结合云平台等先进信息技术提供快速智能应急决策支持。

1.5 多格式数据库

Super MC中的核数据库包括用于反应堆物理计算的数据,主要有输运、燃耗、活化、辐照损伤、剂量、材料等数据[18,19］。根据不同的物理计算需求,设计开发了不同能群结构的数据库,包括超精细群数据库、细群数据库、多群数据库、粗群数据库以及点状数据库。Super MC核数据的评价数据来源于国际评价核数据,如ENDF、JENDL、JEFF、RSFOND、CENDL、TENDL,通过国际临界安全实验以及屏蔽积分实验,多个评价源进行优选,再结合核数据加工处理系统,根据需要加工成为相应的应用数据库。

其中多群核数据库的设计充分地考虑到了裂变堆、聚变堆、ADS、聚变驱动次临界堆的物理特点,分别从能群结构划分、权重函数设计方面进行了针对性地设计;除满足传统需求外,还重点根据ADS、聚变驱动次临界堆的物理特点从能量共振自屏效应、热中子上散射效应、温度多普勒效应等方面进行了精确的截面修正处理。利用预先生成的超细群核数据可实现在线的并群处理。具备基于Taylor级数展开的“On-the-Fly”多普勒展宽功能,可基于0 K截面数据根据不同区域的温度进行每个同位素截面调整,不需要根据温度网格预先生成截面数据或使用内置的截面处理程序。

1.6 核模拟云计算框架

复杂物理过程的模拟计算和存储极其密集,同时医学物理剂量计算、反应堆迭代设计等对模拟的效率提出了高要求。

云计算框架以服务的方式提供功能,用户只需要通过网络访问简单的用户图形界面,即可立即高效地在庞大的软硬件资源池上执行任务,不需要花费大量的精力在高性能计算集群的软硬件、数据等运行环境与安全上,实现“即需即用”。除任务提交、查询、挂起等基本功能外,基于统一的数据交换和模块接口,用户可以用数据流和工作流的方式定义计算核心模块的耦合方式及耦合流程。云计算服务器端可对分布式的任务请求进行统一高效的任务调度和智能监控、预警。对核数据、材料数据、任务文件数据、计算核心等数据进行统一管理与并行存储,可根据计算任务快速查找所需温度及核素数据。基于虚拟化技术将异构、跨网络、跨区域的高性能计算集群进行资源整合,形成庞大的资源池,使得复杂的反应堆现象高保真预测成为可能。结合计算任务的特点与资源池进行资源的使用预测与动态调配,保证任务执行中资源利用率,提高整体任务的运行效率。

2 关键技术与方法

2.1 复杂系统自动精准建模方法

率先提出“四级栅元补集求交”的蒙卡自动精准建模思想,突破工程模型到蒙卡计算模型的无损自动转换,解决了长期困扰核工程领域的复杂结构与材料分布系统难以精准快速建立蒙卡计算模型的问题。

在几何模型预处理方面,Super MC发展了复杂CAD模型错误自动修复的智能重整与分解等方法,将复杂工程CAD几何模型简化、修复,使其能够高效转换为蒙卡计算几何。

在模型正转方面,设计了由“世界体、部件、基本体、空腔”组合的层次化结构体系,将BREP表示的复杂核系统CAD模型分解为以凸实体为基本单元,准确分级并转换为蒙卡计算的CSG模型。在此基础上发展了基于拓扑特征识别与辅助面的复杂结构智能分解技术[20］,在几何体分解为凸实体的过程中采用较优的分解方案,生成简洁蒙卡计算模型,减少蒙卡计算负担。提出了基于相似性评价的模型重用技术,显著提升了拥有大量相似几何和对称结构模型的转换效率。为规整化CAD模型以提高转换质量,发展了高阶自由面简化方法。同时为了解决基于半空间面的蒙卡计算几何转换中,需要对工程CAD模型补充空腔几何的问题,发展了基于凸几何基本体与复杂度自适应的空腔构建技术[21］,能够转换缝隙等复杂空腔几何,同时保证表达具有较好的精简度。在模型反转方面,先根据层次结构构造CSG树,简单几何体通过运算构造成树的节点即CSG中的基本的凸实体,迭代进行交、并、补运算直至CSG树根节点,形成CSG实体对应的CAD实体。

在输运计算的底层几何方面,Super MC发展了基于体、面混合及树形层次结构的表达方式[22］,无需对空腔进行描述,避免了传统方法中因为计算精度导致的丢粒子的问题,同时增强了几何表达的能力。

2.2 智能数据可视化与虚拟仿真方法

发展了耦合计算几何与可编程图形处理器的多维数据可视化等一系列的针对海量核计算数据的快速高效可视化分析方法[15］。如常用的数据可视化方法:表面绘制、体绘制、等值线、等值面和切面图可视化等等;针对核相关的各种分析任务发展了数据与模型叠加绘制方法[23］,包括二维切面上数据与模型边框的叠加可视化,以及以数据作为纹理数据的几何模型三维纹理映射可视化方法。该方法使得分析人员能够直观地观察整个三维几何模型中或者模型二维平面上的数据分布。基于虚拟现实与数字人技术实现复杂仿真场景的四维动态实时可视化以及精确剂量评估,并结合自适应进化、模拟退火和遗传算法混合等多目标优化算法实现方案的优化、评估及智能决策。

2.3 辐射输运高精度计算加速方法

Super MC发展了覆盖蒙卡计算全过程的综合加速方法。在大型反应堆输运模拟中,几何处理约占整个模拟时间的30%～80%, Super MC发展了系列基于粒子位置预判的几何跟踪加速方法。设计了几何底层的体面混合表达方式,在建模过程中构建体或面邻接关系和树形层次结构关系,粒子输运中据此可加速判断下一所在空间区域[24］。基于包围盒的几何搜索加速方法[24］中,粒子输运中先检查粒子方向与实体包围盒的交叉而非实体本身。空间优化分割[25］方法递归地将CSG模型分解成非重叠网格,在每个分解的阶段,基于耗费估计的函数用于估计分割方案的质量,采用较优的划分方案生成最终的网格模型。

蒙卡计算时间几乎随计数数目的增加而线性增长,堆芯功率分布等计算速度在实际应用中难以接受。Super MC发展了基于栅元信息多叉树快速定位的大规模计数方法,以递归的方式构建层次化计数多叉树结构,基于此可快速确定计数的区域。针对核数种类多、截面数据查找耗时严重的情况,发展了基于分治法的统一能量网格核截面处理方法。

针对屏蔽问题中大空间及深穿透的求解难题,发展了蒙卡与确定论多维无缝耦合方法。耦合自动建模的基于确定论预计算的蒙卡-确定论耦合方法。首先将几何模型自动转换成蒙卡计算模型、基于材料均匀化及网格划分的确定论模型。使用确定论方法进行逆向输运计算求解伴随通量和响应量,据此设置偏倚的源和基于网格的权窗下限值。为了保证粒子重要性在不同的区域得到有效偏倚,对权窗参数变化剧烈的区域进行平滑处理,最后使用蒙卡进行正向求解,实现自适应权窗平滑减方差。发展了基于区域分割与过渡层区域的蒙卡-确定论区域分割耦合建模和输运计算方法[12,13］。导入CAD模型后,将几何空间区域智能划分为蒙卡计算区域与确定论计算区域,并结合中子平均自由程确定两类区域间的过渡区域。穿过区域交界面的蒙卡粒子轨迹计数数据映射到离散正交方向,用于确定论方法角通量分布计算。发展了基于过渡层的解析蒙卡混合的剂量计算方法,综合考虑了高精度区域外的光子和电子对高精度区域剂量分布的影响,在保证高精度区域计算精度的同时尽可能缩小了计算体积,从而减少计算时间[26］。针对临界问题,发展了在线源收敛诊断与加速方法,基于香农熵自动结束非活跃代模拟,选择维兰德方法优化估计的特征值[27］。

同时,在精细连续蒙卡输运模拟方法的基础上,Super MC发展了基于预测修正裂变几率的动力学参数计算、基于适时权重修正的超热中子效应处理等方法,实现辐射输运的精准计算。

2.4 基于网络的弹性云计算方法

将云计算引入反应堆蒙卡模拟中,发展了四维动态可视化与富客户端网络架构的蒙卡云计算模式,基于开源的平台及中间件、硬件虚拟化技术、并行存储技术,结合高性能计算集群搭建云计算环境,使得用户可通过网络利用低成本的资源池进行智能、弹性、安全的模拟计算。发展了基于任务及资源监控的并行任务协同调度方法,使得分布式的计算任务协同执行。发展了固定源问题基于粒子并行计算中负载动态调整方法,可根据资源与任务实际情况进行弹性云计算。

3 数值验证与实验确认

Super MC采用软件工程标准进行研发过程全周期管理,以程序对标与体系化国际基准题相结合的方式进行验证,采用分离确认实验、综合确认实验、工程确认实验进行确认。目前已通过2 000余个国际基准模型与实验的验证与确认,本文选取其中的三类代表性案例进行介绍。

3.1 反应堆动力学参数验证

反应堆动力学参数是反应堆安全分析中的重要参数,本文选用国际临界安全基准实验手册ICSBEP例题对Super MC动力学参数“中子衰减常数α”计算的正确性进行验证,结果表明,Super MC在动力学参数计算上比MCNP更接近实验值。部分计算结果如表1所示。

表1 动力学参数α计算结果Table1 Calculation results ofα

3.2 裂变堆全堆芯高保真基准模型(BEAVRS)

BEAVRS全堆芯模型是目前对压水堆细节描述最完整真实的国际基准例题[28］。它根据西屋公司20世纪60年代商用反应堆建立,具有精细的堆芯配置参数以及详细的反应堆真实工况的两个运行周期的测量数据,BEAVRS可作为新型反应堆分析工具的验证例题。BEAVRS包含193个燃料组件,按17×17排布。全堆包括燃料棒、可燃毒物吸收棒、引导管、仪表管及控制棒,共计55 777根棒,如图2所示。

图2 BEAVRS模型示意图Fig.2 BEAVRS model

BEAVRS模型的临界有效增殖系数keff的计算条件为:D控制棒完全下插,反应堆中硼浓度为975 ppm。计算D控制棒插入与抽出两种状态下的keff,结果如表2所示。基于计算得到的D棒抽出与插入两种状态下的有效增殖因数,对D控制价值进行计算,计算结果及实测值如表3所示。Super MC计算结果与MCNP和实测值符合较好,并可便捷地建立堆芯模型。

表2 不同条件下的有效增殖因数计算结果[29]Table2 Calculation results of keffunder different condition

表3 控制棒价值计算结果[29]Table3 Calculation results of control rods worth

3.3 聚变实验堆基准模型(ITER)

国际热核聚变实验堆(ITER)基准模型由ITER国际组织发布,用于国际上各个单位进行CAD/蒙卡程序之间的比较[30］。该CAD模型包含了ITER装置的重要部分,具有复杂的曲面几何,该模型在Super MC中如图3所示。等离子体源采用结构化的柱形网格的形式来表示其概率分布。能量按照高斯聚变谱进行抽样。该模型需对第一壁壁、偏滤器、线圈、赤道窗口等典型情况进行分析[31］。

图3 Super MC中ITER模型Fig.3 The ITER Model in Super MC

计算正确性方面,本文以赤道窗口的计算为例,如图4所示,中子和光子经过多次散射事件及深穿透到达赤道窗口后的真空区域。需计算窗口处通量随到第一壁距离变化,为具有流效应的深穿透问题,用于测试粒子通过狭长通道并穿越大的真空区域情况下计算的准确度。基于权窗减方差技巧的Super MC计算与MCNP的结果对比如图5所示,和MCNP的平均偏差为0.012 95%(0.001 09%～0.132 22%),符合较好。计算速度方面以第一壁中子通量计算为例,在2.3 GHz主频76核计算集群上,采用1e8粒子,Super MC计算时间为3.44分钟,MCNP计算时间为22分钟,Super MC比MCNP快6倍以上。基于Super MC转换该基准模型花费2分钟,与最初手工ITER建模花费16人年的时间相比[30］,将中子学建模效率提高千倍以上。

图4 赤道窗口区域几何模型Fig.4 The geometry model in theequatorial port plug

图5 沿赤道窗口通量计算结果及对比Fig.5 The results comparison of flux along the equatorial port plug

4 应用

目前Super MC已在国际热核聚变实验堆ITER、国际聚变材料辐照装置IFMIF、美国聚变核科学装置FNSF、世界上最大的核聚变装置欧洲Wendelstein 7-X、日本托卡马克聚变电站CREST、中国铅基反应堆CLEAR、中国“华龙一号”反应堆HPR1000等20余个国际重大核工程项目应用,同时已应用于医学物理、航空航天、国防军工、核动力、石油测井等领域。本文以其中的ITER和CLEAR为代表进行介绍。

4.1 ITER中子学分析

核设计与安全分析是ITER设计与建造的基础。ITER设计热功率为500 MW,运行时等离子体区域聚变中子产额高达1.775E＋20个/秒,并且具有能量高、能谱范围大的特点。同时作为托卡马克装置,ITER具有结构复杂、系统繁多等特征,对核设计与安全分析造成极大的困难。

Super MC以其复杂结构自动精准建模的功能以及高精度高效率的计算性能在ITER获得广泛应用。基于Super MC,FDS团队完成了十余项ITER中子学分析的工作,包括创建系列ITER核分析基准模型并发布给各国使用、大厅辐射剂量场评估、生物屏蔽插件分析、冷却水活化、热室屏蔽、赤道窗口屏蔽等;国际上采用Super MC完成内侧TF线圈核热沉积精细评估、室内观测系统核分析及屏蔽优化、放射性废物评估等大量核分析工作。应用Super MC发现了ITER原核设计的重要错误,为ITER顺利通过安全审查提供重要支持[32-41］。

4.2 CLEAR核设计

加速器驱动次临界系统(ADS)的中子能谱硬、通量高、能量范围宽,对长寿命次锕系核素和裂变产物具有较强的嬗变能力。针对中科院战略性先导科技专项“未来先进核裂变能—ADS嬗变系统”的反应堆及第四代铅冷快堆的基本发展目标和要求,中科院核能安全技术研究所·FDS团队开展了中国铅基研究实验堆CLEAR-Ⅰ的设计和技术研发[42-43］。CLEAR-Ⅰ采用富集度为19.75%的UO2为燃料,堆芯额定热功率为10 MW,具有次临界、临界双模式运行的能力。

Super MC被选为CLEAR-Ⅰ唯一的核设计与辐射安全评价的基准软件,基于Super MC开展了CLEAR-Ⅰ的堆芯物理与屏蔽概念设计,并通过国际专家评审,包括:确定堆芯基本参数及布置,计算分析反应堆满功率运行时堆内的辐射水平以及关键部件辐照损伤,对由于粒子贯穿、质子管泄漏、质子束流损失等多种因素作用造成的堆本体上方包容小室内进行辐射屏蔽,典型部件维修剂量评估等[43］。

5 总结

Super MC设计为支持以辐射输运为核心,包含燃耗、辐射源项/剂量/生物危害、材料活化与嬗变等的综合中子学计算,支持热工水力学、结构力学、化学、生物学等多物理耦合模拟。Super MC发展了复杂系统自动精准建模、智能数据可视化与虚拟仿真、辐射输运高精度计算加速、基于网络的弹性云计算等系列关键方法。目前Super MC已通过裂变堆全堆芯高保真基准模型、聚变实验堆基准模型等2 000余个国际基准模型与实验的验证与确认,在20余个国际重大核工程中获得重要应用。

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Super Monte Carlo Simulation Program for Nuclear and Radiation Process:Super MC

WU Yi-can1,SONG Jing1,HU Li-qin1,2,LONG Peng-cheng1,HE Tao1, CHENG Meng-yun1,ZHENG Hua-qing1,HAO Li-juan1,YU Sheng-peng1,SUN Guang-yao1, WU Bin1,YANG Qi1,CHEN Chao-bin1,DANG Tong-qiang1,FANG Ling1,PEI Xi1, WANG Fang1,WANG Jin1,JIANG Jie-qiong1,WANG Jian-ye1,ZHAO Zhu-min1, CHEN Yi-xue1,GUO Zhi-rong1,7,XIAN Chun-yu4,5,LI Qing6,FDS Team

(1 Key Laboratory of Neutronics and Radiation Safety,Institute of Nuclear Energy Safety Technology,Chinese Academy of Sciences,Hefei,Anhui,230031,China 2 University of Science and Technology of China,Hefei,Anhui,230027,China 3 719 institute of China Shipbullding Industry Corporation,Wuhan,Hubei,430000 4 China Nuclear Power Design Co．, Ltd(Shen Zhen),Shenzhen 518000 5 Hualong International Nuclear Power Technology Co．,Ltd,Beijing,100037,China 6 Nuclear Power Institiute of China,Chengdu,Sichuan,610000 7 Wuhan Haiwang Technologies Co．,Ltd,Wuhan,Hubei,430000)

Monte Carlo method has distinct advantages in simulating complicated nuclearsystems.However,great challenges to current MC methods and codes prevent its application in engineering projects,such as difficulties in the accurate modeling of complex geometries and material distribution,slow convergence of calculation,prompt and effective analysis of massive data.Super Monte Carlo Simulation Program for Nuclear and Radiation Process(Super MC)is designed to perform the comprehensive neutronics calculation,taking the radiation transport as the core and including the depletion,radiation source term/dose/biohazard,material activation and transmutation,etc.It supports the multi-physics coupling calculation including thermo-hydraulics,structural mechanics,chemistry,biology,etc.Key techniques including automatic and accurate modeling,high efficient calculation,4D visualization were developed and more than 2000 international benchmark models and experiments were used to verify and validate Super MC.Super MC has been widely used in reactor engineering projects and etc.In this paper,the overview of Super MC development was introduced.

Monte Carlo simulation;Multi-physics;nuclear system;Super MC

TL32

A

0258-0918(2016)01-0062-10

2015-11-27

中国科学院战略性先导科技专项(XDA03040000);国家磁约束核聚变能发展研究专项(2014GB112001)

吴宜灿(1964—),男,安徽人,所长,研究员,主要从事核能相关研究工作