Преобразование групповых макроскопических сечений для использования в программах метода МонтеКарло

УДК: 
621:039:51

Номер журнала:

Аннотация: 

Предложен новый вариант алгоритма преобразования сечений рассеяния из разложения по полиномам Лежандра в представление равновероятных интервалов, включающий в себя корректировку границ равновероятных интервалов, сохраняющую первый угловой момент сечений рассеяния. Алгоритм реализован в программе CRSRD-ST, преобразующей сечения в многогрупповой формат программы MCNP. На модельных задачах продемонстрировано существенное улучшение согласованности детерминистических расчетов и расчетов по Монте-Карло.

Ссылки: 
1. Smith K. Reactor Core Methods, M&C 2003, April 6-10, 2003, Gatlinburg, Tennessee.
2. Martin B. Advances in Monte Carlo Methods for Global Reactor Analysis/M&C+SNA 2007 (Monterey, April 15-19, 2007, University of Michigan).
3. Lewis E.E. Toward Whole-Core Neutron Transport Without Spatial Homogenization/M&C-2009. – Monteray.
4. Morel J.E., Tooley J.P., Blamer B.J. Exponentially-Convergent Monte-Carlo via Finite-Element Trial Spaces/Int. Conf. M&C-2011 (Rio de Janeiro, Brasil, May 8-12, 2011). On CD-ROM.
5. Karriem Z., Ivanov K., Zamonsky O. Development of a Consystent Monte Carlo – Deterministic Transport Methdology Based on the Method of Characteristics and MCNP5/Int. Conf. M&C-2011 (Rio de Janeiro, Brasil, May 8-12, 2011). On CD-ROM.
6. Walters E., Larsen Ed.W., and Martin W.R. Generalized Hybrid Monte Carlo – CMFD Method for Fission Source Convergency/Int. Conf. M&C-2011 (Rio de Janeiro, Brasil, May 8-12, 2011). On CD-ROM.
7. Suslov I.R., Melnikov K.G. WWER Benchmarking Characteristics vs. Monte-Carlo/20-th International Conference on Transport Theory (Obninsk, Russia, July 22-28, 2007).
8. Hoogenboom J.E., Khotylev V.A., Tholammaki J.M. Generation of Multi-Group Cross-Section and Scattering Matrices with the Monte-Carlo Code MCNP5/Int. Conf. M&C+SNA 2007 (Monteray, California, April 15-19).
9. Leppоnen J. PSG2 / Serpent – a Continuous-energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code Methodology. Users Manual – Validation Report 2009.
10. Leppоnen J. On the Feasibility of a Homogenised multi-group Monte-Carlo Method in Reactor Analysis/PHYSOR-2008 (Interlake, Switzerland, September 14-19, 2000).
11. Kuijper J.C., van der Marck S.C. and Hogenbirk A. Using homogenized macroscopic group cross sections in сontinuous-energy Monte Carlo neutron transport сalculations with MCNP/Joint International Topical Meeting on Mathematics & Computation and Supercomputing in Nuclear Applications, M&C + SNA 2007 (Monterey, California, April 15-19, 2007).
12. Le Tellier R., Hebert A., Santamarina A. and Litaize O. Benchmarking of the Characteristics Method Combined with Advanced Self-Shielding Models on BWR-MOX Assemblies/PHYSOR-2006, ANS Topical Meeting on Reactor Physics (Vancouver, BC, Canada, September 10-14, 2006).
13. Wagner J.C., Redmond II E.L., Palmtag S.P. and Hendricks J.S. MCNP: Multigroup/Adjoint Capabilities. Los Alamos National Laboratory report, LA-12704, December 1993.
14. Коробейников В.В., Коробейникова Л.В., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Аппроксимация угловых распределений упругорассеянных нейтронов/Препринт ФЭИ-1445. – Обнинск, 1983.
15. Suslov I.R. MCCG3D – 3D Discrete Ordinates Transport Code for Unstructured Grid/ State of Art and Future Development/Proc. Conf. «Neutronics-96». – Obninsk: IPPE, 1996. – P. 162.
16. Suslov I.R. Improvements in the Long Characteristics Method and Their Efficiency for Deep Penetration Calculations//Progress in Nuclear Energy. – 2001. – Vol. 39. – P. 223.
17. Benchmark on Deterministic Transport Calculations without Spatial Homogenisation A 2-D/3-D MOX Fuel Assembly Benchmark. NEA/NSC/DOC (2003)16.
18. Klimov A.D. et.al. System Analysis of Nuclear Safety of VVER Reactor with MOX Fuel Mathematics and Computation, Supercomputing, Reactor Physics and Nuclear and Biological Applications. Avignon, France, September 12-15, 2005.
19. TWODANT USERS GUIDE. Deterministic Transport Team Transport Method Group, XTM, Los Alamos National Laboratory. 1997.
20. Sanches R., Ganapol B.G. Benchmark values for monoenergetic neutron transport in one-dimensional cylindrical geometry with linearly anisotropic scattering//Nuclear Science and Engineering. – 1984. – Vol. 1. – P. 61.
21. Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф. UNK – программа детального расчета спектра нейтронов в элементарной ячейке/Сб. тр. семинара «Нейтроника-97». – Обнинск, 1998. – С. 90.

Для полного доступа к информации авторизуйтесь или зарегистрируйтесь на сайте