کد مقاله | کد نشریه | سال انتشار | مقاله انگلیسی | نسخه تمام متن |
---|---|---|---|---|
1727937 | 1521107 | 2016 | 11 صفحه PDF | دانلود رایگان |
عنوان انگلیسی مقاله ISI
A comparative study of leakage and diffusion coefficient models for few-group cross section generation with the Monte Carlo method
ترجمه فارسی عنوان
یک مطالعه مقایسه ای از مدل های نشت و ضریب انتشار برای نسل چند طبقه ای با استفاده از روش مونت کارلو
دانلود مقاله + سفارش ترجمه
دانلود مقاله ISI انگلیسی
رایگان برای ایرانیان
کلمات کلیدی
ترجمه چکیده
کیفیت داده های مقطع چندگانه تولید شده برای حل کننده های پخش هسته بستگی به درمان نشتی نشت در سطح شبکه دارد. در این کار، ما یک مطالعه در مورد عملکرد نسبی سه مدل نشت مونتاژ در مار مارک مونت کارلو ارائه می دهیم. علاوه بر این، گسترش یک روش جدید برای تولید ضریب نفوذ جهت به انواع راکتورها مورد بررسی قرار گرفته است. با استفاده از مونت کارلو نتایج کامل هسته ای به عنوان مقادیر مرجع، مدل های نشت نشت و ضریب نفوذ از لحاظ ارزش ویژه سیستم و توزیع قدرت در یک سیستم راکتور ساده و مدرن تعدیل شده است. مدل های نشتی ناهمگن بهترین نتایج را به دست آوردند. ضریب انتشار استاندارد به دلیل مشکلات ناشی از میانگین حجمی ضرایب انتشار هدایت در هندسه خوشه، بهترین عملکرد را نشان داد. نتایج حاصل از این کار نشان می دهد که تولید ضریب نفوذ جهت می تواند به رآکتورهای خنک کننده سرد شده گرافیتی گسترش یابد.
موضوعات مرتبط
مهندسی و علوم پایه
مهندسی انرژی
مهندسی انرژی و فناوری های برق
چکیده انگلیسی
The quality of few-group cross section data generated for core diffusion solvers depends on the treatment of the neutron leakage at lattice level. In this work, we propose a study about the relative performance of three assembly leakage models in the Monte Carlo code Serpent. Additionally, the extension of a novel method for the generation of directional diffusion coefficients to different reactor types is studied. Using Monte Carlo full core results as reference values, leakage and diffusion coefficient models are contrasted in terms of system eigenvalue and power distributions in a simplified heavy-water-moderated reactor system. Heterogeneous leakage models yielded the best results. Standard diffusion coefficients showed the best performance, due to difficulties arising from the volume-averaging of directional diffusion coefficients in cluster geometry. The results of this work suggest that the generation of directional diffusion coefficients could be extended to graphite-moderated gas-cooled reactors.
ناشر
Database: Elsevier - ScienceDirect (ساینس دایرکت)
Journal: Annals of Nuclear Energy - Volume 90, April 2016, Pages 353-363
Journal: Annals of Nuclear Energy - Volume 90, April 2016, Pages 353-363
نویسندگان
E. Dorval,