Institutionen för fysik och astronomi

Utveckling av en kodmodul för neutrontransportberäkning

Neutrontransport är själva grundvalen för reaktorfysiken. För att förstå vad som händer inuti en kärnreaktor är det viktigt att kunna följa neutronerna när de bromsas och sprids i olika material. Till sin hjälp har reaktorfysikern diverse olika beräkningsverktyg.

Allmänt delas beräkningsmetoderna in i deterministiska (de som alltid ger samma utfall) och stokastiska (Monte Carlo-metoder). Det är vanligt att utgå ifrån en så kallad flergruppsmodell, en neutronfysikalisk beräkningsmodell där neutronerna indelas i flera energigrupper som omfattar varsitt spann i neutronernas energi.

Vid simulering av neutroner i ett klyvbart material, som i kärnreaktorer, kommer flödet av neutroner i sig att ge upphov till en källa av neutroner. Problemet blir en egenvärdesberäkning där ett av egenvärdena är k, neutronmultiplikationsfaktorn.

OpenMOC är ett kodpaket för deterministisk neutrontransport som använder en metod som heter Method of Characteristics (MOC) för att lösa k-egenvärdesproblemet. För att göra det har koden möjlighet att beräkna det skalära neutronflödet i flergruppsformat i användardefinierade områden över reaktorgittret. Detta tillåter beräkning av makroskopiska flergruppstvärsnitt över sådana domäner, och ger möjligheten att beräkna effekten vid exempelvis varje bränslestav eller gittercell. Detta kodpaket, utvecklat vid MIT och helt C++-baserat, kan ändå ännu inte göra en kombinationen av flergruppstvärsnitten till så kallade few-energy group parameters. I detta projekt ges därför möjlighet att förbättra koden genom att implementera en modul för energikombination. Resultat kan jämföras med väletablerade transportkoder som DRAGON.

Är du intresserad av detta projekt, kontakta  Augusto Hernandez Solis eller Henrik Sjöstrand.