三维蒙特卡洛中子输运及燃耗程序Scale5.1使用手册说明书V1.0_

SCALE5.1程序简介初稿

作者：周波

中科院上海应用物理研究所

2017年

前言

编写内容主要是方便新手对程序的了解和认识，部分内容也是根据自己的理解进行编写，由于时间原因以及认识或多或少可能存在的不足，有些地方肯定写的不周全甚至会有一些个人理解上的错误，对于引用文献的内容已标注相应的参考文献，读者可以参阅原文进行理解，希望大家多批评指正。

目录

SCALE5.1程序简介V0.1 ............................................................................................................................ 1

前言 ................................................................................................................................................................. 2

1简介 .............................................................................................................................................................. 4

2主要功能模块、控制模块 ....................................................................................................................... 4

3多截面的处理 ........................................................................................................................................ 7

3.1共振能截面处理 ...................................................... 7

3.1.1共振截面处理的由来： ............................................................................................................ 7

3.1.2共振处理方法 ............................................................................................................................. 8

3.1.3等价理论 ...................................................................................................................................... 9

3.1.4子方法 .................................................................................................................................... 10

3.1.5超细能与连续能量 .............................................................................................................. 10

3.1.6共振处理在不同堆型中的影响 ............................................................................................. 11

3.2

SCALE中共振截面处理模块及多截面库生成过程 .......................... 13

3.3

SCALE程序共振处理方法的发展史 ........................................ 14

3.4双重不均匀处理现状 ................................................... 15

6 SCALE功能改进及现状 ........................................................................................................................ 16

6.1

SCALE6.0

的新模块及功能 .............................................. 16

6.1.1连续点截面模式 ....................................................................................................................... 16

6.1.2三维屏蔽计算模块MAVRIC的添加 ................................................................................... 16

6.1.3新的三维JAVA用户界面 ...................................................................................................... 18

6.1.4 Triton/NEWT模块的改进 ..................................................................................................... 19

6.1.5 可视化界面（GeeWiz）的拓展 ........................................................................................... 20

6.1.6 TSUNAMI-3D的改进 ............................................................................................................. 20

6.1.7 HTML格式输出拓展 ........................................................................................................... 20

6.1.8 临界事故报警系统（CAAS）分析 ..................................................................................... 21

6.1.9其他方面的改进 ....................................................................................................................... 21

6.2 SCALE6.1程序功能及改进 ............................................... 21

6.2.1临界安全 .................................................................................................................................... 21

6.2.2屏蔽分析 .................................................................................................................................... 22

6.2.3燃耗、衰变计算 ....................................................................................................................... 22

6.2.4反应堆物理 ................................................................................................................................ 23

6.2.5灵敏度及不确定分析 .............................................................................................................. 23

6.2.6核数据......................................................................................................................................... 23

6.2.7图形化界面 ................................................................................................................................ 24

6.2.8 Scale6.1目前的不足之处 ........................................................................................................ 24

1简介

SCALE ( Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation)是由橡树岭实验室Oak Ridge National Laboratory (ORNL)开发的一个模块化的程序系统，具有自动处理数据，自动进行模块之间耦合的优点。可以直接对具体模型及问题进行截面处理、临界安全分析、屏蔽计算、燃耗计算/衰变等。程序最初开发于1976年，发布于1980年，目前最新版本为SCALE6.1（2008年12月发布）。SCALE6.2及SCALE7已经在开发中。

2主要功能模块、控制模块

目前TMSR项目中使用的版本是SACLE5.1（2006年11月发布）。SCALE 5.1包含多个控制模块和功能模块，在SCALE程序系统中, 控制模块按照既定顺序调用功能模块完成某项特定计算任务。图 1图 2分别为SCALE5.1

软件包中的主要功能模块和主要控制模块。其中在功能模块中，BONAMI、CENTRM、PMC 及NITAWL 为共振处理模块，可生成与具体问题相关的共振能参数，KENO 为三维多蒙特卡罗临界安全分析程序，NEWT 为二维SN

输运计算程序，ORIGEN‐S （三）为燃耗计算程序，COUPLE是输运与燃耗之间的耦合程序，MONACO 为固定源问题多蒙特卡罗屏蔽程序，XSDOSE 为计量计算程序，QAD‐CGGP 用于计算伽玛泄漏的三维点程序。在控制模块中，CSAS5 和CSAS6 为临界计算模块。其中，CSAS5 在三维输运计算中调用KENO V.a 程序，而CSAS6 则调用KENO-VI 程序。STARBUCS为燃耗信任制分析模块，TSUNAMI 为核数据灵敏性分析模块。TRITON 为堆芯物理分析模块，可以进行输运和燃耗的耦合计算。MAVRIC

是辐射输运计算控制模块。QADS为调用QAD-CGGP开展伽玛输运模块的三维点堆计算模块。SAS1用于开展数据处理、辐射屏蔽分析和剂量估算。

SCALE功能模块临界计算堆芯物理计算屏蔽计算

BONAMI

CENTRM

PMC

NITAWL

NEWT

KENO

ORIGEN-S

COUPLE

SAS1

SAS2

SAS3

SAS4

QADS

MAVRIC

图 软件中的主要功能模块

SCALE控制模块临界计算堆芯物理计算TRITON

COUPLE

屏蔽计算

SAS1

SAS2

SAS3

CSAS5

CSAS6

STARBUCS

149SMORES

TSUNAM

SAS4

QADS

MAVRIC

图 2SCALE软件中的主要控制模块

表 1SCALE5.1 控制模块分析能力摘要

模块 功能 用到的功能模块

CSAS 一维确定论方法有效增值系数计算

三维蒙卡方法有效增值系数计算

具体问题的截面处理、临界搜索

BONAMI

NITAWL

XSDRNPM

KENO V.a

ICE

BONAMI

NITAWL

XSDRNPM

KENO-VI

BONAMI

NITAWL

CENTRM/PMC

ICE

XSDRNPM

SWIF

BONAMIST

NITAWLST

XSDRNPM

SAMS

BONAMIST

NITAWLST

XSDRNPM

KENO V.a

SAMS

BONAMI

NITAWL

CENTRM/PMC

XSDRNPM

COUPLE

ORIGEN-S

ARP

KENO V.a or

KENO-VI

ARP

ORIGEN-S

OPUS

BONAMI

NITAWL

XSDRNPM

XSDOSE

BONAMI

NITAWL

XSDRNPM

COUPLE

CSAS6 三维蒙卡方法有效增值系数计算

SMORES 一维材料分布最优化计算

TSUNAMI-1D 一维灵敏度/不确定性分析程序

TSUNAMI-3D 三维灵敏度/不确定性分析程序

STARBUCS 燃耗信任制分析（耦合ORIGEN-ARP

及KENO V.a 或 KENO-VI）

ORIGEN-ARP 点燃耗衰变计算

SAS1 一维辐射屏蔽剂量分析

SAS2 核燃料点燃耗计算

圆柱几何一维辐射屏蔽计算

ORIGEN-S

XSDOSE

SAS3、SAS4 剂量估算程序 BONAMI

NITAWL

XSDRNPM

MORSE-SGC

QAD-CGGP

BONAMI

NITAWL

CENTRM/PMC

NEWT

COUPLE

ORIGEN-S

OPUS

QADS

TRITON

三维伽马屏蔽分析

二维燃耗计算（耦合离散纵标法输运程序）

表 1列出了SCALE5.1 中控制模块的主要功能及其使用到的功能模块，关于功能模块的具体功能及方法可参考说明书

3多截面的处理

3.1共振能截面处理

很多人都理解什么是共振自屏效应，这里简单介绍一下共振截面处理问题的由来、处理方法以及共振截面对中子输运的影响。

3.1.1共振截面处理的由来：

核数据是一切反应堆物理设计计算的基础，核数据的质量直接影响后续的分析结果的准确性。最原始的核数据主要来自实验测量，经过分析、评价后，形成工程计算所用的评价核数据库。例如：ENDF/B（美国），JEF（欧洲），JENDL（日本），CENDL（中国）。这些数据库中包含了几乎所有计算时使用到的核数据，但是堆物理计算者所用的核数据并非是基础评价核数据，而是通过专门的截面处理程序制作成的多截面库，即对能量进行离散化处理，也就是所谓的分近似处理。

在分近似的情况下，必须依照反应率守恒原则得到每一个能等效平均截面。但是在求解中子分截面时，需要事先知道中子通量，但是中子通量又是我们计算中所要求的量，因此，理论上不能直接通过通量加权得到所要的分截面。根据中子截面本身的特征，除共振能之外的能量段，如热能区及快中子区，中子截面的变化都是比较光滑的，因此，即使采用与问题无关的典型

中子能谱作为权重函数进行有效截面的计算也不会有较大的误差。言外之意，使用和问题无关的权重谱进行多截面的计算，从而得到通用的多常数。

但是，对于共振核素的共振区截面来讲，和下图U235截面（ENDF）类似，截面再共振区的变化非常强烈，通用权重谱对于共振区也不再通用，而是依赖具体问题的条件，如燃料的排布方式、燃料与慢化剂比例、燃料及慢化剂尺寸。因此，对于共振区所有核截面必须根据具体问题进行在线计算得到等效的多截面。这就是共振计算的由来，也是经常提到的共振自屏问题的计算。

ENDF100001000sig

(barns)10010110-310-210-11B1

U235微观裂变截面

3.1.2共振处理方法

在堆内中子学设计中,由于堆芯内存在大量的像铀-238这样的共振吸收剂，共振区有效截面的确定是中子输运计算之前必不可少、十分关键的缓解。共振截面的处理得当与否，直接影响计算的准确度。在堆芯中子输运过程中，除非采用像MCNP一样连续的点截面，否则对共振区截面的描述无法很精确，因此，对共振区截面的处理不可避免的要进行近似处理。实际共振计算的目的或任务也就成为如何以较小的代价，针对具体问题获得尽可能准确的近似空间能谱分布及共振能区有效截面。长期以来，人们普遍采用基于等价理论[1](Equivalence Theory)的方法来进行共振计算。

近年来，有关先进共振计算方法的研究是国际上反应堆物理方法研究的一个热点，其中以子(Sub-group)或多邦（Multi-band）方法以及超细能(Ultra-Fine Group) 与连续能量(ContinuousEnergy)方法最受人关注。

3.1.3等价理论

所谓等价理论是指在一定的假设条件下，定义的有效共振积分，建立起一个燃料/慢化剂非均匀布置系统和一个均匀系统间数值上的等效关系如下式。

Σa（E）为共振吸收剂的微观截面，由基础评价核数据库提供，φ(E)为共振区的近似中子能谱。

我们知道，对于无吸收体的纯慢化介质，如纯H慢化介质，中能区的中子慢化能谱为严格的1/E谱[谢仲生，吴宏春，张少泓。核反应堆物理分析（修订本），西安交通大学出版社，西安，2004。]，但是由于共振核素的纯在，中能区中子能谱则呈现出明显的凹陷，即所谓的能量自屏现象，因此，中子通量偏离了1/E规律。从基础的反应堆物理理论可知，对一个吸收剂和慢化剂均匀混合的无限介质，系统慢化能谱偏离1/E的程度由系统内单位共振吸收剂核子密度下的宏观势散射截面决定，即由所谓的背景截面决定。

非均匀系统和均匀系统间存在的等价关系为人们处理实际问题提供了极大的便利。这样，人们就避免了如何对变化繁多的复杂非均匀系统事先制作共振积分表的困难，而只需对共振吸收剂与慢化剂均匀混合的系统，事先计算产生不同背景截面、不同燃料温度下的有效共振积分，即可以预制共振积分表。在实际计算非均匀问题时，只需计算与该系统等价的背景截面，就可以通过背景截面插值，从预制的共振积分表中获得燃料/慢化剂非均匀布置情况下，共振核的有效共振积分，进而依据平均截面的定义，产生共振能的平均微观截面。

基于等价理论的共振计算方法由于处理简便，计算速度快，因此，自上世纪

50-60 年代提出以来，就在反应堆物理分析中广为应用。国际上一些知名的核燃料组件计算程序，如 WIMS[J. R. Askew, et al. A General Description of

Lattice Code WIMS. Journal of . Energy Soc. , 5,4,564,1966]，CASMO[K.

S. Smith, Mannals of CASMO, RF-76-4158]等都曾采用该方法来进行共振处理。然而，正如本文第三章中即将详细指出的，等价理论虽然简便，但为了得到这样简便的等价关系，必须引入一系列的近似，如对共振峰本身的近似（窄共振近似[谢仲生，吴宏春，张少泓。核反应堆物理分析（修订本），西安交通大学出版社，西安，2004。]或宽共振无限质量近似[谢仲生，吴宏春，张少泓。核反应堆物理分析（修订本），西安交通大学出版社，西安，2004。]）、对孤立棒系统中子首次逃脱概率的有理近似[谢仲生。 压水堆核电厂堆芯燃料管理计算及优化， 原子能出本社，北京，2001。86~95]等，因此，严格地说，等价理论自身是不够严密和完善的。同时，从功能角度来说，基于等价理论的共振处

理方法，在处理复杂非规则、强烈非均匀核燃料组件方面的能力也十分有限，因此，这样的处理方法在处理部分问题时，其误差不容忽略。然而长期以来，由于基础评价核数据的质量尚存在问题，其数据本身还不够准确，因此，人们为了获得可以和堆物理实验数据相比较的理论计算值，普遍的做法是在制作多常数库的过程中人为地对部分核数据进行调节，如调节铀-238 的有效共振积分值。这种非科学的调节掩盖了整个多常数库制作与应用过程各个环节（包括共振处理）存在的不足，因此，在过去的几十年中，共振计算方法主要就是采用等价理论的思想，而未曾有大的理论改进。

然而，随着现代反应堆设计的日趋复杂，要通过多常数制作过程非科学的

调整来使理论计算值和测量值相符正变得越来越困难，另一方面，基础评价核数据的质量在过去几十年中有了很大的提高，评价截面数据本身不够准确的问题随着 2006 年 12 月 ENDF/B-VII.0 库的正式发布有了根本性的改善，长期存在的跟轻水堆应用相关的基础评价截面数据问题，在这一版本中都得到了较好的解决。再加上目前在下游堆芯分析计算方法领域，一批高精度方法的出现，都要求彻底摒弃目前多常数库制作与应用领域一些经验性的做法，而其中大家普遍认同的就是亟待改进传统的共振处理方法。因此，近年来，有关先进共振计算方法的研究是国际上反应堆物理方法研究的一个热点，其中以子(Sub-group)或多邦（Multi-band）方法以及超细能(Ultra-Fine Group) 与连续能量(Continuous Energy)方法最受人关注。

3.1.4子方法

子方法按照总截面的大小将共振划分为若干子，各子有不同的总截面范围和权重（分别称为子总截面、子概率）。已有不少研究人员利用该方法做过共振区截面的处理[9-12]，日本大阪大学的Toshihisa Yamamoto等人对子方法的研究[13-15]，和中国核动力研究设计院黄世恩等人利用子方法对共振自屏的计算[16]。子方法利用子总截面和子概率，可以较好的描述共振区截面随能量剧烈变化的信息。子方程与中子输运方程在形式上相似，可以借助现有的中子输运算法进行求解。子法能够与各种输运方法相结合，几何适用性好，可以很好的解决空间效应，而且计算速度较快，这些都是子方法的优点。然而，子方法仅能解决空间效应而不能很好的处理共振核素之间的共振干涉效应，这在一定程度上会影响计算精度。

3.1.5超细能与连续能量

超细能与连续能量方法具有相同的思路，超细能将中子能量在整个范围

内划分为足够多的能，以提高计算的精度。运用较密集的能划分或连续能量点截面，能够精细描述共振区截面随能量的变化，可以达到较高的计算精度。日本名古屋大学 Naoki Sugimura 等人曾利用超细能的方法进行共振处理[17]。但是由于超细能的方法能量点过多，对于计算机的内存和计算速度要求很高，导致计算的速度太慢，由于其计算效率太低的缺陷造成现阶段还难以推广到工程设计中，而仅作为研究共振能区共振截面的一种方法。

除此之外，还有利用蒙特卡洛的方法进行研究[18]等。但需指出的是，这些新方法虽然在一定程度上可以改进传统基于等价理论处理方法的不足，但也绝非可以一揽子地解决所有问题。并且一个共同的缺陷就是为准备共振能区等效截面所花费的计算代价都大大增加。因此，到目前为止，在国际上尚没有一种大家都普遍认可、既有较完善的理论基础又方便实用的共振计算好方法。这就是本文选择共振计算方法进行研究的科学和工程背景。

3.1.6共振处理在不同堆型中的影响

如果忽略共振自屏效应,将导致对中子在堆内的各种反应率产生错误的估计,从而不能有效地进行准确的堆内中子学设计,对混合堆和快堆,这一现象就尤为明显。因此,无论对混合堆,快堆或热裂变堆,在对其进行中子学计算和析时,考虑共振自屏效应是提高中子学设计精度的一个必不可少的环节。

对混合堆和快堆,由于其主要目的是生产易裂变燃料,因而没法提高堆内转换材料对中子的吸收是中子学设计的主要目标,而最有利于转换材料对中子吸收的能区就是转换材料的共振能区,所以共振自屏效应必需考虑。特别是对于混合堆,由于中子通量在包层中的强烈各向异性,必需采用较精确的输运理论,为此需要有相应的能计及共振自屏效应的截面库以及有关的处理程序。

自从1984年steatn Taczanowski提出在混合堆中子学计算中考虑共振自屏效应的重要性以来【面问题在国际上已经做了许多工作【】,对这方

】,其中绝大多数这方面的工作是针对聚变一裂变混合堆所作的。所有工作的结果显示,在混合堆中子学计算中,如果忽略堆内核素的共振自屏效应,将过高估计堆内易裂变燃料核素的增殖率,过低估计了堆内核素的慢裂变率,而最大偏差可达40%至60 %.

下面我们对热堆和混合堆快堆对中子学计算起重要作用的各项内容进行一个比较。

以生产热能为主要目的的热裂变堆与以生产燃料为目的的混合堆相比,由于两者的用途不同,两者的堆芯设置就有很大的区别。对热裂变堆,由于其主要的目的是利用热中子引起堆内裂变材料的慢裂变,因此慢化过程中中子的吸收应尽力避免,这样才有利于反应堆达临界状态。中子源为平均能量为2MeV的内部裂变源，燃料通常是被冷却剂和慢化剂包围，计算的重点区域为热能区。

较混合堆的源中子平均能量14Mev低得多。而绝大多数裂变瞬发中子在引起下次裂变反应之前,首先是先进人慢化剂中慢化。又因裂变堆内慢化剂的慢化能力一般很强,因此,在慢化剂中,中子只要经过几次碰撞就能被慢化至包括裂变材料共振能区在内的慢化能能区之下。然而慢化剂的共振吸收中子的能力比较小。

由上述分析可知,对热裂变堆可得出如下结论：

热裂变堆内的中子，在U235和U238内停留时间很短，中子的共振能时期主要在无显著共振吸收的慢化中度过，因此，在对热裂变堆进行多中子输运计算时,忽略共振自屏效应所带来的误差不会很大。图 3为不同类型反应堆对中子计算考虑的主要差别。

对混合堆,尤其对抑制裂变混合堆共振自屏效应的情况就大不相同。对抑制裂变混合堆包层,由于进行了快慢中子通量的抑制,使得中子主要集结于共振能区,以利用转换材料的对燃料增殖最为有效的共振吸收。另外由于抑制裂变混合堆包层中以中子倍增剂取代了慢化剂的位置,而绝大多数倍增中子的能量一般位于共振能区内或者之上,这也加强了转换材料的共振吸收。对快裂变包层混合堆,由于没有实拭快通量抑制,因此;包层中的中子能谱比较硬,所以共振自屏效应对快裂变包层中子学计算的影响较抑制裂变包层的小。

与裂变堆的情况相反,对混合堆不难得出如下结论：

由于混合堆内的中子主要是高能的外聚变源中子,且混合堆包层中介质的中子慢化能力又很弱,因此绝大多数中子的消失是由于介质中共振核素的共振吸收引起的,所以在对混合堆包层作中子学计算时应考虑共振自屏效应这一重要因素。

快堆与快裂变包层混合堆有许多相似之处,但快堆的中子能谱却比较软,因此在对快堆进行中子输运计算时也应考虑共振自屏效应。

混合堆考虑的重点区域和热堆则相反,由于转换材料的共振吸收最有利于裂变材料的增殖,因此在混合堆中子学设计中,应尽量设法使中子通量位于转换材料的共振能区之内,这就要求抑制包层内快中子通量和慢中子通量的形成。

图 3不同类型反应堆主要区别

3.2 Scale中共振截面处理模块及多截面库生成过程

临界计算程序首先利用BONAMI基于Bondarenko数据来处理核素，BONAMI输出的主要数据库作为NITAWL的输入数据，在NITAWL程序内，共振数据将通过Nordheim 积分处理或CENTRM执行一维连续能量计算然后通过PMC合并成多截面，即所谓的并，最终形成AMPX工作格式数据库，被KENO使用，其中PMC为碰撞概率法的确定论程序。注意：CENTRM是必须使用的模块，用来处理ENDF/B-Ⅵ截面库。图 4为多截面获取过程，通过该流程图就能很清楚地知道多截面的处理过程以及使用到的模块及各模块的功能。

图 4产生具体问题多截面流程

Scale5.1主要依赖点精度输运计算（PW）来进行共振自屏计算，与此方法相对应，Scale5.1版本对CENTRM/PMC进行了一些重要的改进，包括物理近似的改进、数值程序、更精确地处理不均匀的（nonuniform）栅元和双重不均匀燃料栅元，还有一种新的双区（two-region）近似，允许许多常规类型问题更快地进行自屏计算【M. L. Williams, S. Goluoglu, and L. M. Petrie Recent

Enhancements to the SCALE 5 Re sonance Self-Shiel ding Methodology. Oak Ridge

National Laboratory】。

3.3 Scale程序共振处理方法的发展史

对于现在的5.1版本来讲，和以前的scale5.0、scale4相比有很多改进。

在scale5发布之前的所有版本中，均采用同样的两个计算模块来进行共振自屏计算。BONAMI【N. M. GREENE, “ BONAMI: Resonance Self-Shielding by

the Bondaren ko Metho d,” NUREG/CR-0200, Rev. 7, Vol. 2, Sec. F1, U.S. Nuclear

Regulatory Commission (May 2004).】：基于Bondarenko’s自屏因子法，对不可分辨区进行自屏修正。NITAWL【N. M. GREENE, “ NITA W L-II: Scale Sy

stem Module for Perform ing Resonance Self-Shielding and W orking Library

Production,” NUREG/CR- 020 0, Rev. 7, Vol. 2, Sec. F1, U.S. Nuclear Regulator y

Co mmission (May 2004).】对可分辨区进行诺德海姆（Nordheim）处理。这两个程序再过去的20年里几乎没有做过任何改变。尽管这种历史性的方法在scale5中依然保留，但是新的一种处理可分辨区共振屏蔽能力的程序已经被包含在内：CENTRM【M .L. WILL IAMS , M . ASGAR I , D. F. HOLLENBA

CH, “CENTR M: A One-Dimens ion Neuron Transport Code for Computi ng

Pointwise Energy Spectra,” NUREG/ CR- 0200, Rev. 7, Vol. 2, Sec. F18, U.S.

Nuclear Regula t ory Co mmi ssio n (May 2004).】和PMC【M. L. WILL

IAMS , D. F. HOL LENB ACH, “P MC: A Progra m to Pro duce Multigrou p Cross

Sections Using Pointwise Energy Spectra,” N UREG/CR-0200, Rev. 7, Vol. 2, Sec.

F19, U.S. Nuclear Regulat ory Comm i s sion (May 2004).】。

3.4双重不均匀处理现状

最初目的为了满足高温气冷堆以及含Triso粒子的棱柱堆的计算需求，双重不均匀共振截面处理模型得到了重视。在scale5.1中，对应于双重不均匀处理模型提供了DoubleHet选项，该选项根据用户设定的Triso尺寸，包层厚度以及Trisopacking因子通过连续能量截面进行确定论输运计算，从而进行截面修正，再利用生成的截面，进行燃料球与燃料球之间的共振截面处理，最终得到修正后用于KENO5或KENO6的输运计算。

3.4.1双重不均匀具体设置

使用时对于trisopacking因子的描述有三种选项，第一个是属于triso粒子数目，第二个是属于体积百分比，第三个是输入Triso的间距或者半间距。三种设置对计算结果有一定的影响，需要用户自己去和标准程序验证，如MCNP。根据UCB单球计算结果来看，输入Triso粒子数目更接近MCNP的结果，否则结果会差几百PCM。Scale5.1版本中的临界计算可以使用DoubleHet选项。

图左为不适用DoubleHet，右边为使用了DoubleHet的结果。其中mcnp计算结果是keff=1.418.

6 Scale功能改进及现状

6.1 SCALE6.0 的新模块及功能

6.1.1连续点截面模式

SCALE5.1为多截面模式处理输运，SCALE6中添加了点截面模式输运计算的能力，适用于KENO-5及KENO-6，温度点分别为293, 600, 900,

1200,2400 K.相应的热散射库也添加在了相应温度点的ENDF/B评价文件中。在SCALE6版本中，温度点较少，且目前KENO模块不具有截面插值的能力，因此目前对特定的温度点可能具有一定的局限性。图 5为Pu240的（n，γ）多截面及连续截面示例。

Scale6中添加了一个新的模块CRAWDAD，是将更庞大的截面数据进行整合和筛选，保留用户所需要的材料的截面库，从而对数据的读取等操作更高效，更节省内存空间。CRAWDAD同时还会对用户需要的温度点截面进行插值，

图 5 Pu240的连续及多（n，γ）截面

6.1.2三维屏蔽计算模块MAVRIC的添加

MAVRIC为屏蔽和临界事故警报系统分析工具，属于三维混合输运程序(Monte Carlo/deterministic)，能够自动进行粗网格划分， 图 6为MAVRIC的一个算例.具体方法、功能、例子讲解可以参考文献[John C. Wagner .Monaco

/ MAVRIC Shielding in SCALE.2008].

软件的目的是，即使对一些深穿透的问题也能以较低的不确定度和合理的时间来计算通量和剂量率。根据重要性的计算进行自动减方差功能的Monaco程序。用来执行相对标准的无偏的蒙卡方法具有挑战性的问题。基于CADIS（一致伴随驱动重要性抽样[2,3,4]）方法，使用推出的重要性图和偏倚源进行同时工作。MAVRIC使用CSAS/ICE来产生输入材料的截面库。MAVRIC会进行自动粗网格划分，使用Denovo确定和位置能量有关的伴随通量进行三维离散纵标计算。伴随通量的信息然后被MAVRIC使用，来建立和空间能量有关的重要性图（例如权重窗）用来中子输运过程的偏倚和基于网格偏倚源分布。MAVRIC将重要性图以及偏倚源分布传递给Monaco（三维，固定源多屏蔽程序）。另外，除了材料输入，用户可以通过SGGP提供几何描描述。位置，能量以及方向有关的源的描述；计数统计描述（指定区域的通量统计，在任意点的点探测器，或者任何网格内的）；响应函数（能量的函数）；用于网格的平面；作为Denovo伴随源的统计；输出文件包含详细的区域和点探测器通量（以及相应的响应），以及mesh统计的文件。

蒙卡输运对于深穿透问题如果想要的得到可接受的统计不确定度水平，需要很长的运行时间。离散纵标法可以很快，但是对于详细的几何描述受限。如果一个近似问题或者一些额外的信息是已知的，那么蒙卡方法可以通过偏倚实现同样误差下较短的时间。

源偏倚和重要性图是减方差最基本的方法，为了充分发挥重要性图的作用，重要性图必须和源偏倚一致，如果源偏倚和权重窗不一致，源粒子就会接受赌或者立即分裂，这样就会浪费时间，偏倚意图就会失效。CADIS方法的作用就在于此。

图 6一临界事故报警系统实验及整个设施网格剂量统计

6.1.3新的三维JAVA用户界面

在TSUNAMI-3D分析和临界报警系统分析中，更灵活的网格间隔定义，更好的网格体积计算，网格跟踪和输出文件编辑，网格裂变源数据可以使用KENO产生多和连续能量两种格式，裂变分布可以使用MeshView工具，如图 7所示，为某堆型沿轴向横截面裂变源分布情况.对数据的编辑和显示很方便，还可以显示二维数据曲线，如图 8所示，为二维绘图界面选项。

图 7裂变源分布

图 8二维图形显示选项

6.1.4 Triton/NEWT模块的改进

双重不均匀栅元的处理（球床堆、棱柱堆）

燃耗计算的自动并功能

燃耗材料数目及燃耗步数的限制的拓展

通过通量及带功率燃耗及零功率燃耗的的相关性改进的燃耗处理

完全支持固定源计算

改进了临界计算的精度（支持临界曲率）

新的快堆燃耗计算ORIGEN-s数据库

Triton实现了跟踪微量元素燃耗的计算

提供XSDRNPM一维燃耗能力；另外，TRITON提供组件平均少截面的计算，为堆芯模拟使用。改进了共振自屏处理，对不均匀的栅元，可以使用MCDANCOFF程序产生用于三维几何的Dancoff因子。

6.1.5 可视化界面（GeeWiz）的拓展

添加了包括新程序MAVRIC相关的参数设置截面，采用了更高交互性的可视化工具，更容易编写，修改，定义各种计算相关参数。

6.1.6 TSUNAMI-3D的改进

可用于KENO-6（scale5.1版本只适用于KENO-5）。

6.1.7 HTML格式输出拓展

可用于HTML格式输出KENO-6的结果，scale5.1版本只适用于KENO-5。

6.1.8 临界事故报警系统（CAAS）分析

使用CSAS6/KENO-VI临界程序及MAVRIC/Monaco 屏蔽计算程序。

CAAS在面对临界问题和深穿透屏蔽问题一起计算时候表现出特有的能力。现代程序中，都是指面对处理单个问题进行优化，对于两个问题同时考虑的较少。临界问题主要取决于接近可裂变材料的材料，而屏蔽问题则覆盖面比较广。临界安全分析通过KENO6和MAVRIC耦合在一起进行计算。

6.1.9其他方面的改进

 300多个材料的协方差数据

 反应性灵敏度分析工具TSAR

 等… …

6.2 scale6.1程序功能及改进

6.2.1临界安全

Mesh裂变源数据目前可以通过KENO5或KENO6产生，支持多和连续能量两种模式。裂变分布的输出结果可以通过可视化工具MeshView来显示，临界搜索参数的改进可以改进收敛算法来得到真实的最小值和最大值，region的平均自由程可以通过连续能量点模式来进行计算。

6.2.2屏蔽分析

在scale6.0版本中，配合屏蔽计算程序MAVRIC已经有了第一版本的自动减方差的功能。在scale6.1中，又做了一系列改进，可以在空间中定义多个源。能量分布可以从ORIGEN浓度的二进字文件中或从AMPX截面文件的响应函数中输入（？）。MAVRIC的自动减方差能力进行了改进，如，宏观材料选项来为改进的Denovo确定论方法模拟来产生减方差参数，可以提高向前加权策略的灵活性（？）。

添加了圆柱形mesh网格划分能力，能够实现更准确与空间相吻合的效果。如图所示，图为乏燃料圆桶的屏蔽计算结果。并且，还开发了一套MAVRIC相关的应用，作为数据文件的后处理使用。

6.2.3燃耗、衰变计算

ORIGEN、COUPLE程序被用来计算核素的活化、燃耗和衰变。在scale6.1版本中，进行了重大改进，目前支持任意结构多截面的选择，使用的是ENDF/B-7衰变库以及与能量有关的裂变产物产额数据库。可以包括多个来源的截面变换，包括基于JEFF-3.0/A的AMPX格式的多截面库，可以是来自

scale任何输运程序的AMPX格式截面库，可以是用户手动在输入文件中指定的截面库。

6.2.4反应堆物理

Scale6.1中，Triton模块的反应堆物理分析能力实现了一些了提高和改进，基于KENO的蒙卡燃耗能力在准确计算功率分布方面得到了重大改进，还有一些使用功能的改进如源的定义，区域体积输入和几何绘图。Triton能够使用ORIGEN及COUPLE改进的多功能，可以使用多个节点集计算和分支计算可以通过并行实现。

二维的通用几何栅元物理程序NEWT具有了并行运算能力，对于微扰理论支持各向不同性源，改进后支持高温气冷堆、棱柱形堆几何，也支持中子-光子耦合计算。还实现了一些修正如改进了粗网格扩散加速（？），网格生成算法，改进了少均匀化截面的结果，和输出文件的编辑。

6.2.5灵敏度及不确定分析

TSUNAMI-3D基于伴随计算灵敏度和不确定性分析能力由于KENO网格能力也得到了提高，而且二维的TSUNAMI-2D可以被NEWT所使用。为了产生Keff和反应性对多截面数据的灵敏度，采用了一维和二维微扰理论。可以计算对通量比例、裂变率比例和少截面的并的响应的敏感性和不确定性。

6.2.6核数据

Scale6.1的核数据文件也有了改进，对于U和Pu用的是ENDF/B6.8以及7.0连续能量截面，改进了不可分辨共振区概率表，提供了更准确的结果，尤其是对于中能中子系统。

238的ENDF/B6.8以及7.0中子临界截面库通过改进的权重函数进行了改动，连接裂变谱的能量从67.4KeV升高到了820.8KeV，该调整对温度较高的反应堆模拟和中子能谱计算得到了优化和性能提。另外升级的AMPX程序产生库整个计算过程中使用了双精度的数据类型。

ORIGEN的数据也进行了升级，包括了B7.0的衰变和裂变产额数据库和JEFF多中子截面库，包括44、47、49、200、238结构。新的衰变库包含了2227种核素，包括174种锕系元素，1149种裂变产物合904种结构材料活化核素。238截面库为热堆使用的库，新增加的200中子库为快堆和屏蔽使用的中子库。下图为GeeWiz内截面库选项。

6.2.7图形化界面

Scale6.1在图形化截面方面有了全面的改进，GeeWiz输入截面包含了所有scale主要计算程序，并且提供了更稳定和可视化效果更好的工作环境。现在的Javapeno数据可视化软件包，还支持了scale中的连续能量数据以及来自ORIGEN的OPUS模块输出的数据。

6.2.8 Scale6.1目前的不足之处

Scale6.1尽管得到了很大的改进，但是个人来看也存在一些不足之处。

（1）Scale6.1提供了连续点截面的选择，但是燃耗计算无法选择使用，对于临界计算，Scale6.1可以选择V6或者V7两种版本连续截面。

（2）另外，连续点截面温度点较少，分别是293K、600K、900K、1200K和2400K五个温度点。

（3）Scale6.1中，对燃耗计算程序Triton进行了改进，使得可以对双重不均匀特征的堆芯进行燃耗计算，但是目前只支持NEWT/ORIGENS，对KENO/ORIGENS燃耗计算并不支持。

本说明纯粹代表个人见解，由于认知程度有限，或存在错误，仅供交流参考使用！