Расчет карты потока нейтронов в ВТТР при нормальной эксплуатации методом MCNP6
DOI:
https://doi.org/10.26577/RCPh.2022.v82.i3.03Ключевые слова:
ВTTР, ВТГР, MCNP6, нейтронный поток, fmeshАннотация
Подробное распределение потока нейтронов важно для понимания поведения нейтронов во время работы, а также для точной оптимизации активной зоны и анализа безопасности реактора. В литературе не проводились расчеты для отображения подробной карты потока нейтронов для высокотемпературного тестового реактора (ВТТР) из-за ограничений старых нейтронно - физических кодов и низкой производительности вычислительной системы. ВТТР представляет собой реактор призматического типа с гелиевым газовым охлаждением и графитовым замедлителем, обеспечивающий мощность 30 МВтт и температуру на выходе до 950 o C. Настоящая работа посвящена расчету методом Монте-Карло MCNP6 (Monte Carlo N - Particle Transport Code 6) для определения детальной карты потока нейтронов в ВТТР при нормальной работе. Сначала расчет потока нейтронов в нескольких точках реактора был подтвержден путем сравнения соответствующей скорости реакции между расчетом и измерением. После этого нами был получен подробный поток нейтронов с мелкими ячейками 1 см × 1 см × 10см для всей активной зоны реактора с использованием fmesh tally кода MCNP6.
Библиографические ссылки
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).
