Dwugrupowy kalkulator reaktora
Artykuł: DRAGON, MCNP i modele transportu neutronów.
Ten kalkulator pokazuje reaktor w dwóch grupach energii neutronów: szybkiej i termicznej. Neutrony rodzą się szybkie, ale w wielu reaktorach dopiero po spowolnieniu skutecznie podtrzymują rozszczepienia. Narzędzie bilansuje produkcję, spowalnianie, absorpcję i ucieczkę neutronów w obu grupach. Wynik pomaga zobaczyć, dlaczego zmiana parametrów grupowych może przesunąć układ bliżej albo dalej od krytyczności. Model jest uproszczony i nie zastępuje wielogrupowego transportu neutronów z geometrią rdzenia.
✓ Model zweryfikowany — szczegółowa walidacja
Wynik dwugrupowy: Lekko-wodny układ termiczny
| B² geometrii sferycznej | 3.046e-4 cm^-2 |
|---|---|
| Strata grupy szybkiej | 0,09043 cm^-1 |
| Strata grupy termicznej | 0,09011 cm^-1 |
| Wkład rozszczepień szybkich | 0 |
| Wkład termiczny po spowolnieniu | 1,1291 |
| φ2 / φ1 | 0,888 |
| k_eff | 1,1291 |
To dydaktyczny model dwóch grup energii, nie kod transportu. Parametry są
makroskopowymi przekrojami efektywnymi, więc w rzeczywistym reaktorze zależą
od składu, temperatury, geometrii prętów, samoochrony rezonansowej i historii
wypalenia.
Dane źródłowe i granice precyzji
Aktywacja, łańcuchy i przekroje neutronowe
| Co-60 | ENDF/B: tak; JEFF: tak; FISPACT: tak |
|---|---|
| Mn-56 | ENDF/B: tak; JEFF: tak; FISPACT: tak |
| Na-24 | ENDF/B: tak; JEFF: tak; FISPACT: tak |
| Cs-137 | ENDF/B: tak; JEFF: tak; FISPACT: tak |
| Co-59 (n,gamma) | selektywna baza ENDF/B MF=3: σ(1 MeV)=0.0062 b; termiczne wartości presetów pozostają osobnym źródłem |
| Mn-55 (n,gamma) | selektywna baza ENDF/B MF=3: σ(1 MeV)=0.0031 b; termiczne wartości presetów pozostają osobnym źródłem |
| Na-23 (n,gamma) | selektywna baza ENDF/B MF=3: σ(1 MeV)=2.300e-4 b; termiczne wartości presetów pozostają osobnym źródłem |
| Przekroje grupowe | JEFF-4.0 293 K: Co-59 MT=102 σ(1 MeV)=0.0063 b; FISPACT ENDFB81 293 K: Co-59 MT=102 σ(1 MeV)=0.0063 b; parser TAB1/MF=3 jest gotowy do audytu, ale nie wykonuje kondensacji widmowej |
| Materiały presetowe | nie powinny być rozszerzane ręcznymi stałymi, dopóki dostępne źródła przekrojów nie są zaimportowane i testowane |
Co to wnosi: już teraz można walidować rozpady produktów aktywacji między ENDF/JEFF/FISPACT. Nowe materiały i widma neutronowe wymagają osobnego importu przekrojów grupowych.
Audyt modelu: Dwugrupowy kalkulator reaktora
Kalkulator rozdziela neutrony szybkie i termiczne, spowalnianie, absorpcję oraz wkład obu grup do k_eff.
Najważniejsze uproszczenia
- Model jest nadal jednowymiarowym bilansem grupowym.
- Nie liczy widma ciągłego ani transportu przestrzennego.
- Parametry grupowe trzeba traktować jako efektywne.
Co można liczyć dokładniej
- Dodać macierz dyfuzji dla geometrii wielostrefowej.
- Dodać samoochronę rezonansową i temperaturę paliwa.
- Połączyć z głównym kalkulatorem k_eff jako tryb zaawansowany.