共查询到14条相似文献,搜索用时 187 毫秒
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
在蒙特卡罗程序中统计共轭通量并计算中子动力学参数的方法 总被引:1,自引:1,他引:0
文章介绍了在蒙特卡罗程序中,使用反复裂变几率的统计结果作为共轭通量的估计,并作为权重函数计算动力学参数βeff和Λ的方法,阐释了在连续能量蒙特卡罗程序MCNP和多群蒙特卡罗程序MCMG中实现这种方法的过程。数值校验结果表明:在几乎不带来附加计算量的同时,在MCMG中使用该方法统计得到的共轭通量与ANISN的共轭通量计算结果符合较好,在MCNP中使用该方法计算得到的中子动力学参数与基准测量结果符合较好。在蒙特卡罗程序中实现了高效率计算中子动力学参数的功能,为蒙特卡罗程序进一步用于反应堆动态行为的分析奠定了基础。 相似文献
9.
10.
11.
Milan Tesinsky Carl Berglöf Torbjörn Bäck Boris Martsynkevich Ivan Serafimovich Victor Bournos Anatoly Khilmanovich Yurii Fokov Sergey Korneev Hanna Kiyavitskaya Waclaw Gudowski 《Annals of Nuclear Energy》2011
Reaction rates were measured by the foil activation technique to obtain neutron spectrum information in a subcritical core driven by an external neutron source. The experimental results are compared with Monte Carlo calculations in order to examine the capability of the Monte Carlo code MCNP together with ENDFB-6.8, JEFF-3.1.1 and CENDL-3.1 neutron cross section libraries to predict the neutron spectrum dependent reaction rates correctly in a subcritical core. The focus lies on fast neutrons. A discrepancy is found in the calculated-to-experimental values of the reaction rates and an inaccurate cross section is identified in CENDL-3.1. 相似文献
12.
DRAGON&DONJON程序在MSR中堆芯燃耗计算的适用性 总被引:2,自引:0,他引:2
DRAGONDONJON组件-堆芯"两步法"程序通过合理简化,理论可适用于任何堆芯与工况。使用蒙特卡罗方法 RMC(Reactor Monte Carlo code)、MCNP(Monte Carlo Neutron Particle transport code)程序验证DRADON程序是否能够承担快/热谱型熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)焚烧TRU、Th U燃料燃耗计算。选出熔盐增殖堆(Molten Salt Breeder Reactor,MSBR)与熔盐锕系元素再循环和嬗变堆(Molten Salt Advanced Reactor Transmuter,MOSART)堆型进行比较,同时分别利用RMC程序验证DRAGON程序组件燃耗计算的准确性,利用MCNP程序验证DRAGON程序组件均匀化方法以及DONJON程序截面调用和程序全堆扩散的准确性。结果表明,组件燃耗计算中,TRU和Th U燃料满足燃耗计算要求;堆芯临界计算中,快/热谱堆芯计算误差均小于0.001。证明DRADON程序可以胜任快、热谱型MSR焚烧TRU、Th U燃料的物理计算任务。 相似文献
13.
OpenMC是麻省理工大学计算反应堆物理组开发的开源蒙特卡罗程序,能够方便地制作适用于特定堆芯中子能谱分布的多群反应截面及高阶勒让德散射截面以用于离散坐标输运程序ANISN的计算。本文基于ENDF/B-Ⅶ.1和CENDL-3.1评价数据库,利用OpenMC计算制作了ANSIN格式的多群截面并通过基准题的计算验证计算结果的准确性。通过截面转换程序的编写,将OpenMC给出的堆芯各阶勒让德散射分量,堆芯中子能谱分布,散射、吸收反应率以及裂变中子产生速率等信息转换为ANISN程序可读取的截面库格式。采用制作的截面库利用ANINS计算有效中子增殖因子及堆芯中子通量分布。结果表明,ANISN确定论的计算结果与OpenMC给出的蒙特卡罗计算结果相吻合,验证了这种方法可有效地为ANISN提供截面数据,将来可推广应用于二维、三维确定论中子输运计算。 相似文献