MCNP6 calculation of neutron flux map in the httr during normal operation

H.Q. Ho; E. Ishitsuka; K. Iigaki

doi:10.26577/RCPh.2022.v82.i3.03

Авторлар

H.Q. Ho Әл-Фараби атындағы КазҰУ http://orcid.org/0000-0002-7096-3318
E. Ishitsuka Sector of Fast Reactor and Advanced Reactor Research and Development, Japan Atomic Energy Agency (JAEA), 4002 Narita-cho, Oarai-machi, Higashi Ibaraki-gun, Ibaraki-ken, 311-1393, Japan http://orcid.org/0000-0001-5927-0652
K. Iigaki Sector of Fast Reactor and Advanced Reactor Research and Development, Japan Atomic Energy Agency (JAEA), 4002 Narita-cho, Oarai-machi, Higashi Ibaraki-gun, Ibaraki-ken, 311-1393, Japan

DOI:

10.26577/RCPh.2022.v82.i3.03

Кілт сөздер:

HTTR, HTGR, MCNP6, neutron flux, fmesh

Аңдатпа

Нейтрондар ағынының егжей-тегжейлі таралуы жұмыс кезінде нейтрондардың әрекетін түсіну үшін, сондай-ақ ядроны дәл оңтайландыру және реактор қауіпсіздігін талдау үшін маңызды. Нейтронды - физикалық ескі кодтарының шектеулеріне және есептеу жүйесінің нашар өнімділігіне байланысты жоғары температуралық сынақ реакторы (ЖТCР) үшін егжей-тегжейлі нейтрон ағынының картасын көрсету үшін осыған дейін әдебиеттерде ешқандай есептеулер жүргізілмеген. ЖТCР призматикалық типті реактор, гелий газымен салқындатылған және графитпен модерацияланған, 30 МВт қуат пен 950 ^oC шығыс температурасын қамтамасыз етеді. Бұл жұмыс қалыпты жұмыс кезінде ЖТCР - дағы нейтрон ағынының егжей - тегжейлі картасын анықтау үшін Монте-Карло MCNP6 (Monte Carlo N - Particle Transport Code 6) есебіне арналған. Біріншіден, реактордың бірнеше нүктелеріндегі нейтрондар ағынының есебі есептеу мен өлшеу арасындағы сәйкес реакция жылдамдығын салыстыру арқылы расталды. Осыдан кейін MCNP 6 fmesh tally коды арқылы реактордың барлық өзегі үшін 1 см × 1 см × 10 см шағын ұяшықтары бар егжей - тегжейлі нейтрон ағыны алынды.