Méthodes

Forms avancée des données nucléaires

FISPACT-II utilise une gamme de formes de données nucléaires, y compris: les réactions provoquées par les particules, les rendements provoqués par les particules et la fission spontanée, les données de désintégration, des indices de danger et des tables de probabilités pour offrir la simulation robuste sur une grande variété d’applications. T15vE71 Cela inclut la plupart des bibliothèques modernes évaluées à travers le monde et les bibliothèques, technologiques complètes TENDL et GEFY. La bibliothèque TENDL-2015 la plus récente contient des fichiers complets pour 2809 nucléides cibles, en comparaison avec la 423 dans le ENDF / bibliothèque B-VII.1 – qui notamment ne comprend pas toutes les écuries. Ceci est combiné avec les bibliothèques de désintégration prolongée pour plusieurs hundered mille canaux de réaction pour fournir une méthode de simulation robuste sans le risque d’erreur par omission. TENDL est le produit annuel des plus avancés du code Suite à base de TALYS, qui prend toutes les bibliothèques ENDF6 héritées et les bibliothèques de paramètres nucléaires de référence les plus complets pour simuler tous les canaux de réaction. Les bibliothèques récentes ont fait l’objet de plusieurs rapports de vérification et de validation compilées par l’UKAEA avec la collaboration internationale.


Incertitude Quantification et propagation

Heat_uqp

Decay heat and uncertaintes from pathways-based reaction rate uncertainty and TMC fission yield sampling. The simulation is on the Takahama assembly SF97-1 location, using CASMO-5 reactor simulations.

FISPACT-II a été conçu pour répondre,-main dans la main, avec les formes de données nucléaires de TENDL sophistiqué. Ceux-ci comprennent covariances complets d’énergie sur tous les canaux de réaction. Pour d’autres bibliothèques, FISPACT-II peut accueillir différents formats de fichiers de covariance ainsi, l’effondrement des spectres de particule incidente pour générer un groupe incertitudes de vitesse de réaction pour toutes les réactions. Par eux-mêmes, ils ne sont pas très utiles, mais couplés avec une sensibilité / analyse d’incertitude ou de l’incertitude de la vitesse de réaction en fonction des voies, ces produire des valeurs d’incertitude fiables observables.

L’incertitude Pathway au sein de FISPACT-II repose sur une approche de digraph-théorétique pour identifier les chemins de réaction / décomposition qui conduisent à la production de certains nucléides essentiels. Les nucléides dominantes pour toute réponse requise (chaleur, activité, etc.) sont remplis pendant la phase de solveur et transmis à un algorithme d’élagage qui identifie toutes les combinaisons de liens qui contribuent de manière significative au nucléide final. Les incertitudes pour chaque demi-vie et la vitesse de réaction désintégration sont combinés pour déterminer les incertitudes pour chaque chemin, offrant une incertitude robuste dans l’inventaire du nucléide final.

Ces incertitudes peuvent être complétées par d’autres méthodes, telles que les analyses de sensibilité qui peuvent être effectuées à l’aide d’un moteur intégré d’échantillonnage qui lit directement les incertitudes sur les données nucléaires et efficacement les propage à travers la simulation complète. Une autre alternative est la méthode-Monte-Carlo Total, qui utilise des ensembles de fichiers de données nucléaires qui ont été générées à partir des entrées de paramètres nucléaires échantillonnés. L’échantillonnage des fichiers de données nucléaires entièrement cohérentes et complètes fournit l’ensemble des effets de corrélation entre les canaux, les énergies et tous les autres aspects des fichiers.


Recule , PKA Spectra et Matériaux Simulation Entrées

Le calcul des distributions d’énergie des particules résiduelles et émis résultant de réactions nucléaires est une contribution importante à la modélisation des dégâts d’irradiation dans les matériaux. Les espèces roulantes ou primaire knock-sur l’atome (PKA), peuvent induire des cascades de déplacements atomiques, ce qui conduit à l’accumulation de dommages structurels aux conséquences limitant la vie. À l’intérieur FISPACT-II, la sortie de ces distributions pour un inventaire des nucléides exposés à un spectre d’entrée de neutrons et le flux est réalisé par l’intermédiaire d’un sous-programme écrit spécialement appelé spectres pka ​​, qui met à jour et améliore le code spectre historique , écrit à l’Argonne national Laboratory dans les années 1980 par Greenwood et Smitther . spectres pka ​​ effondre le spectre d’entrée de neutrons avec l’ensemble des incidents d’énergie par rapport à croix de recul d’énergie matrices de section pour chaque nucléide dans l’inventaire actuel, qui pourrait être à l’instant t = 0 ou à une date ultérieure temps, peut-être après une période d’irradiation et de refroidissement. Les distributions de recul résultant, une pour chaque (ouvert) canal de réaction de chaque nucléide dans l’inventaire, sont ensuite mises à l’échelle en fonction des fractions de nucléides d’inventaire et sommées de façon appropriée, en fonction des deux nucléides et de l’élément, ce dernier étant particulièrement pertinent pour computationnelle atomistique la modélisation des matériaux. Une description plus complète de spectres pka ​​ est disponible en cette de référence.


Facteurs d’auto- blindage

Facteurs d’auto-protection (SSF) pour les sections groupwise transversales sont calculées en utilisant les tables de probabilités fournies pour ENDF-6 données nucléaires formatées. Ces deux gammes de résonance non résolus et résolus couverture  et offrent une variété d’options pour le calcul de SSF. Par exemple, les facteurs peuvent être appliqués sur tous les canaux de réaction d’intérêt et contre tout ensemble de nucléides ou des réactions, contre les totaux ou macro-partielle des sections et des facteurs comme multiplicitive ou sections d’auto-blindé directement dérivés. Notez que la probabilité tables sont fournies que pour sélectionner des bibliothèques de données nucléaires dans les versions standard, bien plus peut être mis à disposition sur demande.

La température et matériels dépendant SSF intègrent les effets de leur construction et peuvent être directement contrôlées en utilisant les PROBTABLE, SSFFUEL, SSFCHOOSE et SSFDILUTION mots-clés, qui contrôlent la probabilité de table de lecture, nucléides à inclure, les réactions à inclure et une option pour remplacer les valeurs de dilution sur une énergie-groupe de base dépendant. L’exemple représenté comprend des facteurs d’auto-blindage pour le taux de capture U238 de réaction (rouge) superposé sur un spectre PWR calculé par CASMO-5 (noir) et la vitesse de réaction dépendant de l’énergie (bleu).

Notez qu’il n’y a pas d’options d’auto-protection (ou bien la température dépendance) pour les anciens bibliothèques EAF, qui ne peuvent pas être utilisés avec précision pour toutes les réactions non-SEUIL. Les utilisateurs sont fortement encouragés à passer à une bibliothèque de données nucléaires sans ces limitations.