液体燃料中延迟中子前体输运的随机方法
计算物理
2025-01-27 v1
摘要
本文提出了一种用于模拟液态核燃料中延迟中子前体 (DNP) 输运的新颖随机方法。该方法通过利用扩散-反应 (ADR) 方程的 Green's 函数，将输运效应纳入蒙特卡洛中子平衡方程的解中。对于 1 维系统，我们展示了 Green's 函数可被解释为带漂移的布朗运动位置增量的概率密度函数 (PDF)。借助此解释，DNP 的位置通过时间飞行过程结合漂移扩散模型进行采样。该方法在修改的 1 维棒问题上进行了验证，将蒙特卡洞实现结果与确定性方法得到的结果进行比较。比较表明，该方法准确地捕捉了燃料速度和扩散对中子通量的影响。如预期，燃料速度会偏移中子通量。随速度增加会导致迟滞性下降，而扩散在特定条件下可抵消这种下降。虽然当前研究局限于 1 维系统，但该方法可通过替换 Green's 函数为 ADR 方程相关的随机微分方程 (SDE)，拓展至更高维度和更复杂的几何形状。
关键词
引用
@article{arxiv.2501.14332,
title = {Stochastic Method for Delayed Neutron Precursors Transport in Liquid Fuel},
author = {Mathis Caprais and Daniele Tomatis},
journal= {arXiv preprint arXiv:2501.14332},
year = {2025}
}
备注
Preprint version sent to the M&C2025 conference. Accepted with modifications