В.В. Гальченко, А.М. Абдулаев, І.І. Шлапак. Використання програмного продукту на базі методу Монте-Карло для отримання малогрупових гомогенізованих макроскопічних перерізів взаємодії. При проведенні малогрупових розрахунків різних станів реакторної установки важливе значення мають питання підготовки малогрупових констант. Від того, як це було зроблено, залежить точність і якість подальших розрахунків кінетики реактора. Для підготовки малогрупових характеристик зазвичай використовуються транспортні програмні продукти (детерміністичні коди), які на основі теорії переносу нейтронів розраховують потоки нейтронів в залежності від енергії і положення в чарунці. Наведено опис розрахункової схеми ТВЗ, для цілей підготовки малогрупових характеристик, для програмного продукту Serpent, який використовує метод Монте-Карло та безперервну за енергією бібліотеку мікроскопічних констант і який розроблено для розрахунку характеристик ТВЗ, включно з розрахунком вигоряння і підготовкою малогрупових гомогенізованих макроскопічних перерізів взаємодії, для розрахунку активної зони. Наведено розрахункову схему для програмного продукту Serpent для ТВЗА та результати порівняльних розрахунків основних нейтронно-фізичних характеристик з кодами PHOENIX-H і WIMSD5B.Ключові слова: Serpent, PHOENIX-H, WIMS, комп'ютерні коди, ВВЕР-1000, метод Монте-Карло, перерізи взаємодії, коефіцієнт розмноження V.V. Galchenko, A.M. Abdulaev, I.I. Shlapak. Using software based on the Monte-Carlo method for receiving the few-group homogenized macroscopic interaction cross-section. The constant preparation issues are important for performing the few-group analysis for different states of the reactor core. Besides, the constant preparation method influences the further calculations accuracy and quality. The transport software products (deterministic codes) are usually used for the few-group characteristics preparation. On the basis of the neutron transport theory these codes calculate neutron fluxes depending on the energy and on the location in the cell. In present paper the description of fuel assembly calculation scheme for preparing the few-group characteristics is given for the Serpent code. This code uses the MonteCarlo method and energy continuous microscopic data library. Serpent code was developed for calculating the fuel assembly characteristics including burnup calculations and preparation of the few-group homogenized macroscopic interaction cross-sections for the core calculating. The calculation scheme for the Serpent code for FAA and the results of the basic neutron-physical characteristics comparative calculations with PHOENIX-H and WIMSD5B codes are presented.
scite is a Brooklyn-based organization that helps researchers better discover and understand research articles through Smart Citations–citations that display the context of the citation and describe whether the article provides supporting or contrasting evidence. scite is used by students and researchers from around the world and is funded in part by the National Science Foundation and the National Institute on Drug Abuse of the National Institutes of Health.
customersupport@researchsolutions.com
10624 S. Eastern Ave., Ste. A-614
Henderson, NV 89052, USA
Copyright © 2024 scite LLC. All rights reserved.
Made with 💙 for researchers
Part of the Research Solutions Family.