蒙特卡罗粒子输运计算网格计数方法研究  

Mesh Tally Method Study for Monte Carlo Particles Transport Simulation

作　　者：张宽[1,2] 宋婧[1,2] 陈珍平[1,2] 孙光耀[1,2] 郝丽娟[2] 龙鹏程[2] 胡丽琴[1,2] 无 

机构地区：[1]中国科学技术大学,安徽合肥230027 [2]中国科学院核能安全技术研究所,中国科学院中子输运理论与辐射安全重点实验室,安徽合肥230031 [3]FDS团队

出　　处：《核科学与工程》2016年第2期200-204,共5页Nuclear Science and Engineering

基　　金：国家ITER 973计划(2011GB113006);中国科学院战略性先导科技专项(XDA03040000);国家自然科学基金(91026004);安徽省自然科学基金(1308085QH138)

摘　　要：在进行反应堆数值模拟时,通过网格计数方法可以精细地统计整个堆芯中多种物理量的空间分布情况。本文基于超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC发展了一种反应堆静态物理参数的网格计数方法。通过日本原子能研究所临界实验装置TCA例题进行了数值验证,计算结果与MCNP计算结果吻合较好,表明了本文方法的可行性与正确性。Mesh tally method can accurately count the distribution of various physical quantities in reactor numerical simulation. The mesh tally of static parameters of rectangular coordinate system and cylindrical coordinate system was studied,which based on Super Monte Carlo Simulation Program for Nuclear and Radiation Process SuperMC. The TCA criticality facility of Japan Atomic Energy Research Institute was carried out for validation. The feasibility and the correctness of the method were demonstrated by the match of calculation results of SuperMC and MCNP.

关 键 词：蒙特卡罗 网格计数 静态参数 

分 类 号：TL329.2[核科学技术—核技术及应用]