Neutron reactions on fusion reactor materials are key phenomena to be understood to enable fusion as a feasible energy source for future reactors. We present significant improvements and validations of NEUTRO, a deterministic neutron transport code dedicated to solving the Boltzmann transport equation. The code is integrated as a module in the Alya system developed by the Barcelona Supercomputing Center and uses the discrete ordinates method over an angular portion, multigroup for energy discretization and the finite element method over unstructured meshes to treat special complex domains. Material anisotropy of the scattering medium is introduced into the scattering kernel using real base expressions for spherical harmonics. In order to build the total cross-section and the respective group matrix for the elastic cross-section, we use the NJOY code. We test the solver using different geometries and materials with varying levels of scattering properties. We compare our results on classic tests, benchmarks obtained from a Nuclear Energy Agency database and test cases using other neutron transport codes.
核融合炉材料における中性子反応は、核融合を将来のエネルギー源として実現可能にするために理解すべき重要な現象である。本稿では、ボルツマン輸送方程式を解くための決定論的中性子輸送コードであるNEUTROの大幅な改良と検証について述べる。本コードはバルセロナ超計算センターが開発したAlyaシステムにモジュールとして統合されており、角度方向には離散座標法を、エネルギー方向には多群法を、そして非構造メッシュ上の有限要素法を用いて複雑な形状を扱う。散乱媒質の材料異方性は、実球面調和関数表現を用いて散乱核に導入される。全断面積および弾性散乱断面積に対する群行列を構築するために、NJOYコードを使用する。我々は、異なる幾何形状と様々な散乱特性を持つ材料を用いて本ソルバーを検証する。検証結果は、古典的なテストケース、原子力機関のデータベースから得たベンチマーク問題、および他の中性子輸送コードを用いたテストケースとの比較を通じて評価する。