Решение системы многогрупповых уравнений переноса нейтронов в подкритических системах
| Parent link: | Известия вузов. Ядерная энергетика.— , 1993- № 4.— 2017.— [С. 38-49] |
|---|---|
| Corporate Author: | |
| Other Authors: | , , , , |
| Summary: | Заглавие с экрана Реализован итерационный метод решения уравнения переноса нейтронов в диффузионном многогрупповом приближении. Исследовался термоэлектрический генератор, заправленный диоксидом плутония и служащий источником тепловой и электрической энергии в космических аппаратах. С использованием данных о выходе нейтронов и многогруппового диффузионного приближения, получено непрерывное и групповое распределение спектров плотности потока нейронов в подкритической размножающей системе. Применялись численные многогрупповые подходы с использованием системы групповых констант БНАБ-78 и других доступных библиотек оцененных ядерных данных (РОСФОНД, БРОНД, БНАБ, EXFOR и ENDSF). Функции распределения нейтронов на нулевой итерации для системы многогрупповых уравнений получены путем аппроксимации обширного перечня расчетных и экспериментальных данных, имеющихся в библиотеках ядерных данных EXFOR и ENDSF. Необходимые нейтронно-физические функционалы получены путем решения уравнения переноса нейтронов в диффузионном 28-групповом приближении. Проведена верификация полученных расчетных данных. Используемый подход является более экономным с точки зрения вычислительных затрат (значения долей плотности потока нейтронов сходятся на третьей итерации). Реализованный метод может использоваться в задачах ядерной и радиационной безопасности. The iteration process of the neutron-transport equation solution in diffuse 28-group approximation was implemented. A PuO2-fueled thermoelectric generator providing thermal and electric power for space vehicles was researched as a system. The search for more true function of neutron distribution for zero iteration is considered an important simulation stage, which allows increasing accuracy of the neutron transport equation solution by the method of iteration in diffuse multigroup approximation. Moreover it makes it possible to improve neutron-physical characteristics of the researched system, when there is some small increase in the number of computed iterations. It should be noted that the required functions can be computed using such specialized programs as SOURCE-4C and NEDIS-2m. These programs allow calculating the intensity and spectrum of the neutrons in (a,n) reactions and at spontaneous fission, preparing files with the output data in the form usable for solving the neutron transport equation in the programs of MCU, MCNP and Scale type. In the work the neutrons intensity and spectrum (the neutron distribution function at zero iteration) for the system of multigroup neutron transport equations were obtained using approximation of a wide range of calculated and experimental data (with the error of not more than 5%) with high accuracy. Spectral and integral neutron-physical characteristics of the system were obtained as the result of the multigroup equations system solution, and the resulting calculation data were verified. The applied approach is considered economical from the point of view of computational cost (as the value of neutron flux density fractions agree at the 3rd iteration) and expenditures connected with nuclear data bank storage. |
| Published: |
2017
|
| Subjects: | |
| Online Access: | https://www.elibrary.ru/item.asp?id=30646197 |
| Format: | Electronic Book Chapter |
| KOHA link: | https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=667249 |