DEVELOPMENT OF AN EFFICIENT PENTRAN MODEL FOR NEUTRON FLUX SIMULATION OF THE UFTR SHIELD TANK

机译：UFTR屏蔽罐中子通量模拟的有效Pentran模型的开发

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The motivation of this work is to support development of a burnup reconstruction device which will provide 3-D characterization of spent nuclear fuel at the University of Florida Training Reactor (UFTR) within the shield tank experimental unit. In order to facilitate the design of such a device, a procedure is required to quickly and accurately determine radiation fields within the shield tank region. Utilizing both a 3-D Monte Carlo (MCNP5) and a 3-D deterministic particle transport code (PENTRAN), multi-group neutron flux distributions are calculated. The accuracy and efficiency of the PENTRAN code based on flux distributions throughout the reactor core, graphite reflector, and shield tank regions are assessed and further compared with MCNP5 results. It is demonstrated that the deterministic PENTRAN code package achieves accurate solutions at significantly reduced computational time compared to the analog Monte Carlo calculations.

机译：这项工作的目的是支持燃尽重建设备的开发，该设备将在屏蔽罐实验单元内的佛罗里达大学训练反应堆（UFTR）中提供乏核燃料的3-D表征。为了促进这种装置的设计，需要一种程序来快速和准确地确定防护箱区域内的辐射场。利用3-D蒙特卡洛（MCNP5）和3-D确定性粒子传输代码（PENTRAN），可以计算出多组中子通量分布。根据整个反应堆堆芯，石墨反射器和防护箱区域的通量分布，评估PENTRAN代码的准确性和效率，并将其与MCNP5结果进行进一步比较。结果表明，与模拟蒙特卡洛计算相比，确定性PENTRAN代码包可在大大减少的计算时间上实现准确的解决方案。

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来源
《International conference on the physics of reactors;PHYSOR 2010》|2011年|p.1550-1565|共16页
会议地点
作者
Amrit D. Patel; Alireza Haghighat;
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作者单位

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会议组织
原文格式 PDF
正文语种
中图分类反应堆基础理论;
关键词
Neutron transport; deterministic; discrete ordinates; Monte Carlo; shielding;

机译：中子运输;确定性离散纵坐标;蒙特卡洛;屏蔽;

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