MCNP6 әдісімен қалыпты жұмыс кезінде ЖТCР-ғы нейтрондар ағынының картасын есептеу
DOI:
https://doi.org/10.26577/RCPh.2022.v82.i3.03Кілттік сөздер:
ЖТCР, ЖТГР, MCNP6, нейтрон ағыны, fmeshАннотация
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 o C 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.
Библиографиялық сілтемелер
2 M. Ogawa, and T. Nishihara, Nuclear Engineering and Design, 233, 5–10 (2004).
3 M. Goto, et al., Nuclear Engineering and Design, 251, 181–190 (2012).
4 S. Takada, et al., Nuclear Engineering and Design, 271, 472–478 (2014).
5 T. Nishihara, et al., JAEA-Technology, 2018-004 (2018).
6 T. Takeda, and Y. Inagaki, et al., JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation 5 (2021), 464 p.
7 N. Fujimoto, et al., Nuclear Engineering and Design, 233, 23–36 (2004).
8 M. Goto, et al., Journal of Nuclear Science and Technology, 43 (10), 1237-1244 (2006).
9 M. Goto, et al., Nuclear Engineering and Design, 240, 2994–2998 (2010).
10 M. Goto, et al., Journal of Nuclear Science and Technology, 48 (7), 965-969 (2011).
11 J.D. Bess, Fujimoto N., Nuclear Science and Engineering, 178 (3), 414-427 (2014).
12 H.Q. Ho, et al., Annals of Nuclear Energy, 103, 114–121 (2017).
13 H.Q. Ho, et al., Annals of Nuclear Energy, 112, 42–47 (2018).
14 N. Fujimoto, et al., Annals of Nuclear Energy, 158, 108270 (2021).
15 T. Goorley, et al., Nuclear Technology, 180, 298-315 (2012).
16 Evaluation of High Temperature Gas Cooled Reactor Performance: Benchmark Analysis Related to Initial Testing of the HTTR and HTR-10. IAEA-Technical Document No. 1382, 2003. International Atomic Energy Agency, Vienna.
17 M.B. Chadwick, et al., Nuclear Data Sheets, 112, 2887-2996 (2011).
18 C.J. Werner, “MCNP User’s Manual - Code Version 6.2”. Los Alamos National Laboratory, report LA-UR-17-29981 (2017).
19 A.L. Swift, et al., A Verification of MCNP6 FMESH Tally Capabilities, US (2014).
https://www.osti.gov/servlets/purl/1164452.
20 T. Goorley, et al., Annals of Nuclear Energy, 87, 772-783 (2016).
