使用JMCT(J Monte Carlo Transport Code)对来自MIT的全堆芯pin-by-pin精细建模的国际基准模型BEAVRS的热零功率(HZP)状态进行了模拟计算,并与测试数据进行了对比和分析.比较的物理量包括临界本征值、控制棒价值、反应性温度系数、轴向...使用JMCT(J Monte Carlo Transport Code)对来自MIT的全堆芯pin-by-pin精细建模的国际基准模型BEAVRS的热零功率(HZP)状态进行了模拟计算,并与测试数据进行了对比和分析.比较的物理量包括临界本征值、控制棒价值、反应性温度系数、轴向积分的全堆探测器测量值和不同位置四个组件轴向相对功率密度分布.HZP状态下不同控制棒位置插入和硼浓度的临界本征值计算,JMCT结果与理论值1.000的误差小于0.2%,控制棒价值计算结果与测量值符合.JMCT对轴向积分的探测器径向相对功率分布和四个组件的轴向归一化的探测器的计算结果与测量值进行了比较和分析,计算结果与测量值一致,同时清晰地展示了模型增加格架后,轴向功率曲线在相应位置出现下凹的现象.此外,JMCT给出了轴向积分的组件径向相对功率密度分布和轴向相对功率最大处(Z轴位置)的pin径向相对功率密度分布,并与国际知名程序MC21结果进行了对比,两个图像都符合得非常好.随着计算机与并行计算的高速发展,蒙特卡罗程序开始从传统的反应堆校验工具向反应堆设计工具转变.展开更多
核数据不确定性分析影响着反应堆安全,在反应堆堆芯物理计算过程中具有重要意义。利用SCALE6.1程序包中KENO模块建立反应堆模拟评估和验证基准BEAVRS(Benchmark for Evaluation and Validation of Reactor Simulations)第一循环热态零...核数据不确定性分析影响着反应堆安全,在反应堆堆芯物理计算过程中具有重要意义。利用SCALE6.1程序包中KENO模块建立反应堆模拟评估和验证基准BEAVRS(Benchmark for Evaluation and Validation of Reactor Simulations)第一循环热态零功率堆芯物理模型,采用TSUNAMI-3D模块开展k_(eff)的敏感性与不确定性分析,分析了不同燃料富集度、不同温度对k_(eff)敏感性与不确定性的影响。结果表明:核数据不确定性导致BEAVRS模型的k_(eff)总的不确定性为0.5016%;^(235)U的平均裂变中子数敏感性导致k_(eff)的敏感性系数最大(0.92658);对k_(eff)不确定性贡献最大的是238U(n,γ)反应截面,为0.29814%;在燃料富集度降低、温度上升时,238U(n,γ)反应截面不确定性会导致k_(eff)的不确定性增大。因此,在开展反应堆堆芯物理计算过程中,应重点关注238U(n,γ)反应截面信息。展开更多
文摘使用JMCT(J Monte Carlo Transport Code)对来自MIT的全堆芯pin-by-pin精细建模的国际基准模型BEAVRS的热零功率(HZP)状态进行了模拟计算,并与测试数据进行了对比和分析.比较的物理量包括临界本征值、控制棒价值、反应性温度系数、轴向积分的全堆探测器测量值和不同位置四个组件轴向相对功率密度分布.HZP状态下不同控制棒位置插入和硼浓度的临界本征值计算,JMCT结果与理论值1.000的误差小于0.2%,控制棒价值计算结果与测量值符合.JMCT对轴向积分的探测器径向相对功率分布和四个组件的轴向归一化的探测器的计算结果与测量值进行了比较和分析,计算结果与测量值一致,同时清晰地展示了模型增加格架后,轴向功率曲线在相应位置出现下凹的现象.此外,JMCT给出了轴向积分的组件径向相对功率密度分布和轴向相对功率最大处(Z轴位置)的pin径向相对功率密度分布,并与国际知名程序MC21结果进行了对比,两个图像都符合得非常好.随着计算机与并行计算的高速发展,蒙特卡罗程序开始从传统的反应堆校验工具向反应堆设计工具转变.
文摘核数据不确定性分析影响着反应堆安全,在反应堆堆芯物理计算过程中具有重要意义。利用SCALE6.1程序包中KENO模块建立反应堆模拟评估和验证基准BEAVRS(Benchmark for Evaluation and Validation of Reactor Simulations)第一循环热态零功率堆芯物理模型,采用TSUNAMI-3D模块开展k_(eff)的敏感性与不确定性分析,分析了不同燃料富集度、不同温度对k_(eff)敏感性与不确定性的影响。结果表明:核数据不确定性导致BEAVRS模型的k_(eff)总的不确定性为0.5016%;^(235)U的平均裂变中子数敏感性导致k_(eff)的敏感性系数最大(0.92658);对k_(eff)不确定性贡献最大的是238U(n,γ)反应截面,为0.29814%;在燃料富集度降低、温度上升时,238U(n,γ)反应截面不确定性会导致k_(eff)的不确定性增大。因此,在开展反应堆堆芯物理计算过程中,应重点关注238U(n,γ)反应截面信息。
