一种用于核反应堆中子输运方程的计算方法

一种用于核反应堆中子输运方程的计算方法，它属于核反应堆堆芯设计和安全领域。本发明解决了传统PI‑CMFD方法中的输运方程和低阶方程的内迭代过程收敛速度慢的问题。本发明具体为：步骤1、读取核反应堆的粗网格模型、细网格模型、材料信息和边界条件；步骤2、根据步骤1中读取的细网格模型建立稳态多群输运方程的数值离散模型；步骤3、对建立的稳态多群输运方程数值离散模型施加边界约束和材料约束后，通过变换模型中的测试函数来构建离散方程组；步骤4、采用PI方法和CMFD方法，并基于粗网格模型与细网格模型间的网格映射关系对构建的离散方程组进行求解，获得中子输运方程的中子角通量值和特征值。本发明方法可以应用于核反应堆中子输运方程的计算。