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...
详细信息
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.
随着计算机的快速发展和超算的应用,开展反应堆多物理、多尺度、多过程耦合成为可能.数值反应堆通过构建一个虚拟堆,在其上开展多物理过程研究,把过去孤立的过程耦合起来,去掉各种简化和近似,向高保真、精密计算逼近.研究手段由实验驱动、工程导向,向科学数值模拟转变.通过调研美国的CASL(The Consortium for Advanced Simulation of Light Water Reactors)计划和欧洲的NURESAFE(Nuclear Reactor Safety Simulation Platform)计划,结合近年核能开发中面临的挑战问题,包括软件自主化中的一些关键技术,提出在国内开展数值反应堆工程的建议设想,供业内专家学者共同探讨.
基于自主研制的三维中子-光子耦合输运蒙特卡罗通用程序JMCT(J Monte Carlo Transport Code),采用连续点截面,对国际基准屏蔽VENUS-III模型开展精细建模和中子输运临界及屏蔽计算.临界计算得到系统keff、重要区域的通量及能谱.结果表明,...
详细信息
基于自主研制的三维中子-光子耦合输运蒙特卡罗通用程序JMCT(J Monte Carlo Transport Code),采用连续点截面,对国际基准屏蔽VENUS-III模型开展精细建模和中子输运临界及屏蔽计算.临界计算得到系统keff、重要区域的通量及能谱.结果表明,JMCT和MCNP程序的重要区域体通量计数吻合较好,偏差均在1%以内.深穿透屏蔽计算采用外源模式,点探测器计数,JMCT计算值与实验测量值偏差在15%以内,满足屏蔽设计对误差的要求.初步验证了JMCT程序临界及屏蔽计算的可用性.
暂无评论