开源蒙特卡罗代码 OpenMC 在燃料罐中的验证扩展：对比 MCNP 的临界性基准
计算物理
2025-07-01 v1 应用物理
摘要
OpenMC 是一个开源蒙特卡罗代码, 在临界性安全和堆芯物理应用中正逐渐获得重要地位。虽然其验证涵盖了广泛的系统范围, 但在燃料存储情境中的性能在文献中仍受到限制。本工作对 OpenMC 与 MCNP 进行基准测试, 针对基于 KBS-3 处置概念的 11 种配置进行评估, 这些配置包括几何形状、燃料组成(新燃料 vs 旧燃料)以及环境条件(如空气、氩气、浸水情境)的变异。评估了两种代码的有效乘法因子(k-eff)和泄漏比。结果显示结果一致, 在干燥储存条件下, 代码间的 k-eff 差异小于 0.8%, 所有案例均呈现一致的趋势。值得注意的是, OpenMC 成功捕捉了在周期边界条件下跨罐体中子相互作用效应，证明了其在干燥储存配置中的适用性。该基准测试支持将 OpenMC 的验证范围扩展至燃料输送和处置应用。
引用
@article{arxiv.2506.22559,
title = {Extending OpenMC Validation to Spent Fuel Canisters: A Criticality Benchmark Against MCNP},
author = {Javier Ruiz-Pineda and Jaime Romero-Barrientos and Francisco Molina and Marcelo Zambra and Franco López-Usquiano},
journal= {arXiv preprint arXiv:2506.22559},
year = {2025}
}
备注
10 pages, 5 figures, preprint submitted to Nuclear Engineering and Technology