Nội dung được dịch bởi AI, chỉ mang tính chất tham khảo
Ứng dụng các kỹ thuật đồng nhất hóa trong phương pháp xấp xỉ vận chuyển dòng vào đối với phân tích lò phản ứng nước nhẹ
Tóm tắt
Phương pháp xấp xỉ vận chuyển dòng vào dựa trên xấp xỉ vận chuyển dòng vào có thể cải thiện đáng kể độ chính xác của phân tích lò phản ứng nước nhẹ (LWR), đặc biệt đối với việc xử lý hiệu ứng tán xạ không đồng nhất. Phương pháp xấp xỉ vận chuyển dòng vào trước đây dựa trên mặt cắt ngang của chất điều chỉnh và nguồn phân hạch được chuẩn hóa, mà được xấp xỉ bằng lý thuyết vận chuyển. Mặc dù độ chính xác của phản ứng được cải thiện, nhưng mô men dòng P0 lại có sai số lớn trong mã Monte Carlo. Trong nghiên cứu này, một phương pháp xấp xỉ vận chuyển dòng vào cải tiến đã được giới thiệu với các kỹ thuật đồng nhất hóa, áp dụng mặt cắt ngang đồng nhất hóa và nguồn phân hạch chính xác. Kết quả số học cho thấy rằng phương pháp xấp xỉ vận chuyển dòng vào cải tiến có thể tăng độ chính xác của mô men dòng P0 và duy trì độ chính xác tính toán phản ứng với phương pháp xấp xỉ vận chuyển dòng vào trước đó trong các trường hợp LWR điển hình. Ngoài cuộc điều tra này, phương pháp xấp xỉ vận chuyển dòng vào cải tiến có liên quan đến các yếu tố nhiệt độ. Phương pháp xấp xỉ vận chuyển dòng vào cải tiến là linh hoạt và chính xác trong việc xử lý hiệu ứng tán xạ không đồng nhất, có thể được sử dụng trực tiếp trong thư viện dữ liệu hạt nhân phụ thuộc nhiệt độ.
Từ khóa
#xấp xỉ vận chuyển #lò phản ứng nước nhẹ #hiệu ứng tán xạ #đồng nhất hóa #nguồn phân hạchTài liệu tham khảo
J. Rhodes, K. Smith, D. Lee, CASMO-5 development and applications. Paper presented at the Proceedings of PHYSOR 2006 ANS Topical Meeting, (Vancouver, Canada, 2006)
A. Yamamoto, Y. Kitamura, Y. Yamane, Simplified treatments of anisotropic scattering in LWR core calculations. J. Nucl. Sci. Technol. 45(3), 217–229 (2008). https://doi.org/10.1080/18811248.2008.9711430
K. S. Kim, M. L. Williams, D. Wiarda et al., Development of a new 47-group library for the CASL neutronics simulators, Paper presented at the Mathematics and Computations, Supercomputing in Nuclear Applications and Monte Carlo International Conference, (Nashville, America, 2015)
B. Kochunas, B. Collins, D. Jabaay et al., Overview of development and design of MPACT: Michigan parallel characteristics transport code, Paper presented at the International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering, (San Francisco, America, 2013)
N.A. Gibson, Dissertation, Novel Resonance Self-Shielding Methods for Nuclear Reactor Analysis (Massachusetts Inst. Technol., America, 2016). http://dspace.mit.edu/handle/1721.1/103658.
W. Boyd, N. Gibson, B. Forget et al., An analysis of condensation errors in multi-group cross section generation for fine-mesh neutron transport calculations. Ann. Nucl. Energy 112, 267–276 (2018). https://doi.org/10.1016/j.anucene.2017.09.052
L.X. Liu, C. Hao, Y.L. Xu, Equivalent low-order angular flux nonlinear finite difference equation of MOC transport calculation. Nucl. Sci. Tech. 31, 125 (2020). https://doi.org/10.1007/s41365-020-00834-2
B.R. Herman, B. Forget, K. Smith et al., Improved diffusion coefficients generated from Monte Carlo codes. Paper presented at the International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering, (San Francisco, America, 2013)
G. Bell, G. Hansen, H. Sandmeier, Multitable treatments of anisotropic scattering in S N multigroup transport calculations. Nucl. Sci. Eng. 28(3), 376–383 (1967). https://doi.org/10.13182/nse67-2
S. Choi, K. Smith, H.C. Lee et al., Impact of inflow transport approximation on light water reactor analysis. J. Comput. Phys. 299, 352–373 (2015). https://doi.org/10.1016/j.jcp.2015.07.005
Z.X. Fang, M. Yu, Y.G. Huang et al., Theoretical analysis of long-lived radioactive waste in pressurized water reactor. Nucl. Sci. Tech. 32, 72 (2021). https://doi.org/10.1007/s41365-021-00911-0
M. Dai, M.S. Cheng, Application of material-mesh algebraic collapsing acceleration technique in method of characteristics–based neutron transport code. Nucl. Sci. Tech. 32, 87 (2021). https://doi.org/10.1007/s41365-021-00923-w
G.C. Zhang, J. Liu, L.Z. Cao et al., Neutronic calculations of the China dual-functional lithium–lead test blanket module with the parallel discrete ordinates code Hydra. Nucl. Sci. Tech. 31, 74 (2020). https://doi.org/10.1007/s41365-020-00789-4
R. Roy. G. Marleau, A. Hebert, User guide for dragon version 5: Technical Report IGE 335. (École Polytechnique de Montréal, Canada, 2014)
K. Wang, Z.G. Li, D. She et al., RMC - A Monte Carlo code for reactor core analysis. Ann. Nucl. Energy 82, 121–129 (2013). https://doi.org/10.1016/j.anucene.2014.08.048
R. E. MacFarlane and D. W. Muir, The NJOY Nuclear Data Processing System, LA-12740-M. (Los Alamos National Laboratory, America 1999)
A. Hebert, Applied Reactor Physics, (École Polytechnique de Montréal, Canada, 2009)
D. L. Aldama, F. Leszczynski, and A. Trkov, WIMS-D Library Update, Paper presented at the Final Rep. a Coord. Res.Proj. (IAEA,Austria,2003), http://www.pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1468_web.pdf#page=22.
K.S. Kim, M.L. Williams, D. Wiarda et al., Development of the multigroup cross section library for the CASL neutronics simulator MPACT: Method and procedure. Ann. Nucl. Energy 133, 46–58 (2019). https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.05.010
M. Edenius, K. Ekberg, B. H. Forssén, et al., CASMO-4, A fuel assembly burnup program, user’s manual. (Studsvik Am. Inc, 1995)
M.B. Chadwick, P. Obložinský, M. Herman et al., ENDF/B-VII.0: Next generation evaluated nuclear data library for nuclear science and technology. Nucl. Data. Sheets. 107(12), 2931–3060 (2006). https://doi.org/10.1016/j.nds.2006.11.001
A. Hebert, G. Marleau, Generalization of the Stamm’ler method for the self-shielding of resonant isotopes in arbitrary geometries. Nucl. Sci. Eng. 108(3), 230–239 (1991). https://doi.org/10.13182/NSE90-57
A. Hébert, Revisiting the Stamm’ler self-shielding method. Paper presented at the Conference: 25th CNS Annual Conference, (Toronto, Canada, 2004)
A. T. Godfrey, VERA core physics benchmark progression problem specifications, (Oak Ridge National Laboratory, America, 2014). https://doi.org/10.1111/codi.12168
D. Lee, K. Smith, J. Rhodes, The impact of 238U resonance elastic scattering approximations on thermal reactor Doppler reactivity. Paper presented at the Int. Conf. Phys. React. 2008, PHYSOR 2008, (Interlaken, Switzerland, 2008)
G.S. Hoovler, M.N. Baldwin, R.L. Eng et al., Critical experiments supporting close proximity water storage of power reactor fuel. Nucl. Technol. 51(2), 217–237 (1980). https://doi.org/10.13182/nt80-a32604