韓靜茹,陳義學(xué),石生春,袁龍軍,陸道綱
(1.華北電力大學(xué)核科學(xué)與工程學(xué)院,北京 102206;2.環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心,北京100082)
輻射屏蔽系統(tǒng)設(shè)計(jì)是核裝置工程設(shè)計(jì)的核心內(nèi)容之一,其設(shè)計(jì)優(yōu)劣直接影響工程造價(jià)及工作人員與周?chē)h(huán)境的輻射安全。目前常用的輻射屏蔽計(jì)算方法分為兩種:確定性方法(如SN)和蒙特卡羅方法(MC)。其中SN方法特別適合求解幾何相對(duì)簡(jiǎn)單的“深穿透”問(wèn)題,并可提供整個(gè)模型的分布解。然而,其在處理復(fù)雜幾何模擬上存在限制,同時(shí)計(jì)算時(shí)間和所需存儲(chǔ)單元隨維度增加而增加。MC方法的優(yōu)勢(shì)在于能夠精確描述復(fù)雜幾何結(jié)構(gòu),且其計(jì)算量不受維度的影響。但由于其抽樣本質(zhì),對(duì)于大型系統(tǒng)深穿透問(wèn)題,難以在合理的時(shí)間內(nèi)給出可靠的計(jì)算結(jié)果。MC分段計(jì)算方法[1]雖然在一定程度上提高了MC方法計(jì)算效率,但由于分段計(jì)算中MC統(tǒng)計(jì)誤差的連續(xù)傳遞性,對(duì)于有效解決深穿透屏蔽計(jì)算問(wèn)題仍存在困難。
對(duì)于先進(jìn)核裝置及其廠(chǎng)房、反應(yīng)堆堆坑底部、船用堆艙等復(fù)雜屏蔽計(jì)算問(wèn)題,由于其體積龐大,幾何結(jié)構(gòu)復(fù)雜,有大塊屏蔽或復(fù)雜孔道等特點(diǎn),單一的SN或MC方法無(wú)法提供可靠的計(jì)算結(jié)果。為了解決這類(lèi)屏蔽問(wèn)題,最有效的方法是開(kāi)發(fā)一種SN方法與MC方法的耦合方法。國(guó)際上已經(jīng)進(jìn)行了這方面的研究,比如美國(guó)橡樹(shù)嶺實(shí)驗(yàn)室開(kāi)發(fā)的 DOT3.5-DOMINOMORSE[2],美 國(guó) 加 利 福 尼 亞 大 學(xué) 開(kāi) 發(fā) 的DORT-PROBGEN-MCNP[3]等。此 類(lèi) 研 究 工作僅支持二維SN方法與MC方法的耦合,且SN計(jì)算只限于R-Z幾何,這無(wú)疑難以滿(mǎn)足現(xiàn)代核裝置精確屏蔽設(shè)計(jì)的要求。近來(lái)日本東芝公司采用DOMINO耦合方法實(shí)現(xiàn)了三維離散縱標(biāo)程序 TORT 和 MCNP 的耦合[4],其 中TORT計(jì)算只限于直角坐標(biāo)系,在圓柱坐標(biāo)系問(wèn)題計(jì)算中存在限制。目前國(guó)際上還沒(méi)用發(fā)布基于三維SN和MC耦合方法的通用程序,而國(guó)內(nèi)尚沒(méi)有發(fā)現(xiàn)三維SN-MC耦合屏蔽計(jì)算方法研究方面的文獻(xiàn)資料。
本文開(kāi)發(fā)了三維SN-MC耦合計(jì)算方法,充分發(fā)揮SN方法解決深穿透問(wèn)題的優(yōu)勢(shì)和MC方法模擬復(fù)雜幾何的長(zhǎng)處,提高其屏蔽計(jì)算的精度及速度,用于解決大型復(fù)雜核設(shè)施屏蔽計(jì)算難題。本文介紹了新開(kāi)發(fā)的三維耦合屏蔽計(jì)算方法、程序系統(tǒng)以及基于該方法的耦合程序系統(tǒng)例題測(cè)試。
SN和MC方法是求解中子輸運(yùn)問(wèn)題的兩種不同方法。SN方法是在相空間(r×E×Ω)內(nèi)對(duì)空間r、能量E和方向變量Ω采用直接離散方法數(shù)值求解中子輸運(yùn)方程,得到粒子角注量率ψ(ri,Eg,Ωm)。MC方法通過(guò)對(duì)大量單個(gè)粒子的運(yùn)動(dòng)歷史逐個(gè)進(jìn)行跟蹤模擬,然后用統(tǒng)計(jì)方法作出隨機(jī)變量某個(gè)特征的估計(jì)量,作為問(wèn)題的解[5]。一般來(lái)說(shuō),SN-MC耦合屏蔽計(jì)算分析可以遵循下面的步驟:(1)模型劃分:模型分解為適合SN計(jì)算的模型區(qū)及適合MC模擬的區(qū)域;(2)指定連接面:定義SN模型和MC模型的連接面;(3)SN計(jì)算:采用SN程序?qū)N模型區(qū)進(jìn)行計(jì)算,得到連接面粒子角注量率;(4)轉(zhuǎn)換計(jì)算:將SN計(jì)算得到的連接面粒子角注量率轉(zhuǎn)換為粒子在空間、能量和方向上的概率分布;(5)MC源粒子抽樣:編寫(xiě)MC自定義源抽樣程序并嵌入MC程序,根據(jù)轉(zhuǎn)換計(jì)算得到的概率分布進(jìn)行源粒子抽樣,依次確定源粒子的位置、能量和方向;(6)MC計(jì)算:采用MC程序,對(duì)上述源粒子進(jìn)行跟蹤模擬計(jì)算,得到所需計(jì)算結(jié)果。
SN-MC耦合方法關(guān)鍵是SN角注量率到MC源粒子參數(shù)概率轉(zhuǎn)換的實(shí)現(xiàn)。三維SN-MC耦合方法采用如下方法實(shí)現(xiàn)上述轉(zhuǎn)換:
上式中,ψ(ri,Eg,Ωm)為網(wǎng)格ri、能群 Eg和離散方向Ωm區(qū)間內(nèi)的粒子角注量率;wm為求積權(quán)重系數(shù);λm表示粒子飛行方向與面法線(xiàn)方向的夾角余弦值;Ai表示網(wǎng)格區(qū)間ri對(duì)應(yīng)的連接面面積;I為連接面網(wǎng)格數(shù)目;G為能群數(shù)目;M為離散方向數(shù)目。式(1)p(i)表示粒子落在網(wǎng)格區(qū)間ri內(nèi)的概率;式(2)p(g/i)表示網(wǎng)格區(qū)間ri內(nèi),粒子落在能群Eg內(nèi)的概率;式(3)p(m/g/i)表示網(wǎng)格區(qū)間ri內(nèi),能群Eg內(nèi),粒子落在離散方向Ωm區(qū)間的概率。
三維SN-MC耦合程序通過(guò)編寫(xiě)接口程序,實(shí)現(xiàn)上述耦合方法。耦合程序系統(tǒng)流程圖如圖1所示。程序系統(tǒng)分為4個(gè)主要模塊:SN計(jì)算模塊、SN-MC接口程序、MC自定義源抽樣程序和MC計(jì)算模塊。
圖1 三維SN-MC耦合計(jì)算示意圖Fig.1 Sketch of 3D SN-MC coupled calculation
其中三維SN計(jì)算得到連接面的粒子角注量率,并以BNDRYS格式存儲(chǔ)輸出。SN-MC接口程序的主要功能是根據(jù)用戶(hù)輸入文件,將SN計(jì)算輸出的角注量率文件轉(zhuǎn)換為源粒子在空間、能群和方向區(qū)間上的概率分布。用戶(hù)輸入文件主要包括以下相關(guān)數(shù)據(jù):SN模型坐標(biāo)系、連接面網(wǎng)格劃分,能群結(jié)構(gòu)和求積組設(shè)置等。MC-SOURCE源粒子抽樣程序,根據(jù)連接面的粒子概率分布進(jìn)行MC源粒子參量抽樣,獲得粒子位置、能量和方向信息,為MC計(jì)算提供源項(xiàng)。利用MC-SOURCE抽取的源粒子信息進(jìn)行MC計(jì)算,得到復(fù)雜幾何區(qū)的粒子通量分布。該程序系統(tǒng)可以處理三維X-Y-Z及R-θ-Z 幾何。
采用三維 X-Y-Z 及R-θ-Z 幾何例題對(duì)三維SN-MC耦合程序系統(tǒng)進(jìn)行校核。其中SN計(jì)算采用TORT[6]程序及 MATXS10多群截面數(shù)據(jù)庫(kù)。MC計(jì)算采用MCNP[7]程序及基于ENDF/B-Ⅵ評(píng)價(jià)核數(shù)據(jù)庫(kù)開(kāi)發(fā)的連續(xù)能量截面數(shù)據(jù)庫(kù)[8]。不同于實(shí)際應(yīng)用,測(cè)試?yán)}選取了單獨(dú)采用MCNP程序計(jì)算可以獲得精確解的測(cè)試模型,以便與耦合計(jì)算結(jié)果進(jìn)行對(duì)比分析。兩個(gè)測(cè)試模型分別如圖2和圖3所示。
圖2 測(cè)試模型1Fig.2 Test model 1
模型1是長(zhǎng)×寬×高為20 cm×20 cm×24 cm的長(zhǎng)方體。20 cm×20 cm×6 cm的中子源位于模型底部,在模型靠近上端水平面沿X方向依次設(shè)置20個(gè)探測(cè)器。模型2為半徑26 cm,高40 cm的20°圓柱,源區(qū)為半徑6 cm區(qū)域。0°和20°設(shè)為反射邊界條件。其余為真空邊界條件。測(cè)試模型的中子源均為各向同性的14 Me V中子,屏蔽材料為不銹鋼和水的混合物(60a%SS316+40a%Water)。如圖2和圖3所示,連接面將模型分割為兩部分:屏蔽區(qū)和探測(cè)器計(jì)數(shù)區(qū)。
圖3 測(cè)試模型2Fig.3 Test model 2
耦合計(jì)算中,TORT計(jì)算建立整個(gè)模型,考慮周?chē)牧蠈?duì)連接面源造成影響的同時(shí),得到連接面角注量率分布和探測(cè)器處TORT計(jì)算結(jié)果。模型1和模型2分別采用直角坐標(biāo)及圓柱坐標(biāo)建立TORT模型,網(wǎng)格劃分分別為:20×20×24和26×11×21個(gè)。TORT計(jì)算采用P3階勒讓德展開(kāi),S8全對(duì)稱(chēng)高斯求積組,離散方向個(gè)數(shù)為96。圖4給出了模型1探測(cè)器處MCNP、TORT及TORT-MCNP三種程序計(jì)算的中子注量率結(jié)果對(duì)比。可以看出,基于這三種方法的計(jì)算結(jié)果吻合得很好。TORTMCNP耦合程序計(jì)算結(jié)果總體上介于TORT和 MCNP計(jì)算結(jié)果之間。TORT-MCNP與MCNP計(jì)算結(jié)果相比,中間探測(cè)器結(jié)果偏差在1%以?xún)?nèi),兩端探測(cè)器結(jié)果偏差稍大,在3%左右。這主要是由于SN和MC程序處理邊界條件方式不同,對(duì)結(jié)果造成的影響。
圖4 模型1中子注量率比較Fig.4 Comparison of neutron flux of model 1
模型2因?yàn)榻嵌确较虿捎梅瓷溥吔鐥l件,同一半徑周向探測(cè)器計(jì)數(shù)結(jié)果相同,因此選取其中一個(gè)探測(cè)器進(jìn)行計(jì)算。三種程序計(jì)算的探測(cè)器中子能譜如圖5所示。TORT-MCNP耦合計(jì)算的探測(cè)器總中子注量率結(jié)果與MCNP結(jié)果相比相差小于1%??梢钥闯觯谶@三種方法的計(jì)算結(jié)果吻合得很好,顯示三維耦合程序可以提供屏蔽問(wèn)題的精確解。
圖5 模型2中子能譜比較Fig.5 Comparison of neutron spectrum of model 2
基于SN和MC方法的耦合方法,開(kāi)發(fā)了TORT-MCNP三維耦合程序系統(tǒng)。該程序集成SN方法解決深穿透問(wèn)題的優(yōu)點(diǎn)以及MC技術(shù)在復(fù)雜幾何模型模擬方面的長(zhǎng)處,克服常規(guī)屏蔽計(jì)算方法在大型核裝置屏蔽分析方面的缺點(diǎn),提高其屏蔽計(jì)算的精度及速度。通過(guò)X-YZ及R-θ-Z兩種幾何測(cè)試?yán)}對(duì)耦合程序進(jìn)行校核計(jì)算,并與MCNP及TORT結(jié)果進(jìn)行比較。結(jié)果吻合良好,初步驗(yàn)證了三維SN-MC耦合方法及程序系統(tǒng)的正確性。下一步將對(duì)三維SN-MC程序系統(tǒng)進(jìn)行進(jìn)一步的基準(zhǔn)驗(yàn)證并應(yīng)用于實(shí)際工程。
[1] 鐘兆鵬,施工,胡永明.用MCNP程序計(jì)算水平輻照孔道屏蔽 [J].清華大學(xué)學(xué)報(bào)(自然科學(xué)版),2011,41(12):16-18.
[2] Emmett MB,Burgart C E,Hoffman T J.DOMINO,a general purpose code for coupling discrete ordinates and Monte Carlo radiation transport calculations,ORNL-4853[R].USA:ORNL,1973.
[3] Eggleston J E,Abdou MA,Youssef MZ.The use of MCNP for neutronics calculations within large buildings of fusion facilities[J].Fusion Engineering and Design 1998,42:281-288.
[4] Masahiko Kurosawa,TORT/MCNP coupling method for the calculation of neutron flux around a core of BWR[J].Radiation Protection Dosimetry,2005,116(1-4):513-517.
[5] 謝仲生等.核反應(yīng)堆物理數(shù)值計(jì)算[M].北京:原子能出版社,1997.
[6] RhoadesW A,Simpson D B.The TORT Three-dimensional Discrete Ordinates Neutron/Photon Trans port Code[R].ORNL/TM13221,Oak Ridge National Laboratory,1997.
[7] BRIESMEISTER J F.MCNP:A general Monte Carlo N-particle transport code,version 4C,LA-13709-M[R].USA:LANL,2000.
[8] WIENKE H,HERMAN M.FENDL/MG-2.0 and FENDL/MC-2.0,the processed cross-section libraries for neutronphoton transport calculations,version 1[R].Vienna,Austria:Nuclear Data Section,International Atomic Energy Agency,1998.