محاسبات نوترونیک وابسته به زمان و مکان با استفاده از کد مونت‌کارلوی TDMC

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه امام حسین (ع)، صندوق پستی: 347- 16575، تهران ـ ایران

2 دانشکده مهندسی هسته‌ای، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: 1983963113، تهران ـ ایران

3 پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 3486-11365، تهران ـ ایران

چکیده

بر اساس روش مونت کارلو، رفتار وابسته به زمان رآکتورهای شکافت شبیه‌سازی شده و کدی با عنوان TDMC برای حساب کردن پارامترهای نوترونی توسعه داده شده است. پارامترهایی مانند رآکتیویته، طول عمر نوترون، توزیع مکانی شار و قدرت سیستم با احتساب چندین گروه نوترون تأخیری بصورت تابعی از زمان قابل حساب کردن با این کد می‌باشند. امکان تغییر در ترکیب مواد و مرزهای سیستم بصورت تابعی از زمان، از قابلیت‌های این کد است. نتایج بدست آمده توافق خوبی را با مقادیر بدست آمده از سایر روش‌های متداول نشان می‌دهد.

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Time and Space Dependent Neutronic Calculations Using TDMC Monte Carlo Code

نویسندگان [English]

  • M Shayesteh 1
  • M Shahriari 2
  • Gh Raisali 3
چکیده [English]

Time-dependent behavior of fission reactors is simulated using Monte Carlo method and a code named TDMC is developed for neutron parameters calculations. Parameters such as reactivity, neutron life time, space distribution of flux, and power with several groups of delayed neutrons are calculable by the code. Material composition and system boundaries may be changed as time-dependent in the code. The results which have obtained with the code are in good agreement with the benchmark problems results.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Multiplying Systems
  • Monte-Carlo Method
  • Neutronic Parameters
  • Time-Dependent Behavior
  • Space and Time-Dependent Flux
  • Time-Dependent Power
  1. 1.     M. Shayesteh, M. Shahriari, G. Raisali, “Simulation of time dependent neutron transport in fission reactors using Monte-Carlo method,” Journal of Nuclear Science and Technology, 39, 1-8 (2007).

 

  1. 2.     N.S. Garis, I. Pazsit, D.C. Sahni, “Modeling of a vibrating reactor boundary and calculation of the induced neutron noise,” Annals of Nuclear Energy, 23, 1197-1208 (1996).

 

  1. 3.     V. Arzhanov, “Multi-group theory of neutron noise induced by vibrating boundaries,” Annals of Nuclear Energy, 29, 2143-2158 (2002).

 

  1. 4.     I. Pazsit and V. Arzhanov, “Linear reactor kinetics and neutron noise in systems with fluctuating boundaries,” Annals of Nuclear Energy, 27, 1385-1398 (2000).

 

  1. 5.     Weston M. Stacey, “Nuclear reactor physics,” John Wiley & Sons, New York, Chapter, 2 (2001).

 

  1. 6.     J.J. Duderstadt and L.J. Hamilton, “Nuclear reactor analysis,” John Wiley & Sons, New York, Chapter, 2 (1976).

 

  1. 7.     A.F. Henry, “Nuclear reactor analysis,” MIT Press, Cambridge, Massachusetts, Chapter, 7 (1975).

 

  1. 8.     T.R. Hill and W.H. Reed, “TIMEX: a time-dependent explicit discrete ordinates program for the solution of multigroup transport equation with delayed neutron,” LA-6201-MS, Los Alamos Scientific Laboratory (1976).

 

  1. 9.     S. Goluoglu and H.L. Dodds, “A time-dependent three-dimensional neutron transport methodology,” Nucl. Sci. & Eng, 139, 248-261 (2001).

 

10. Z.A. Akcasu, G.S. Lellouche, S. Gerald, L.M. Shotkin, “Mathematical methods in nuclear reactor dynamics,” ACADEMIC Press, INC, U.S. (1971).