利用 MCNP 和 COMSOL Multiphysics 测量反应堆级石墨中热中子扩散长度的报告
核实验
2013-01-10 v1 核理论
计算物理
摘要
本文通过实验和理论方法测量了反应堆级石墨中的中子扩散长度。实验工作包括使用'MCNP'进行蒙特卡罗 (MC) 编码，以及使用'COMSOL Multiphysics'和 Matlab 进行有限元分析 (FEA) 编码。采用 MCNP 代码模拟 2m x 2m 反应堆慢化剂（含略 enriched 铀 ）中的热中子扩散长度，并配合基于偏微分和常微分方程的点动力学方程设计的热工水力分析模型。理论工作包括数值近似方法，如超越技术，以说明 FEA 方法的迭代过程。最后，测量了石墨中热中子的碰撞密度，并从理论上计算了碰撞密度对特定热容关系的依赖性；利用 COMSOL Multiphysics 评估石墨中的热中子扩散长度为 ，利用 MCNP 评估为 。最后，利用 FEA 以逆迭代形式推导了总中子截面。
引用
@article{arxiv.1301.1699,
title = {Report on Thermal Neutron Diffusion Length Measurement in Reactor Grade Graphite Using MCNP and COMSOL Multiphysics},
author = {S. R. Mirfayzi},
journal= {arXiv preprint arXiv:1301.1699},
year = {2013}
}