Metody Monte Carlo v pokročilé reaktorové fyzice

Garant předmětu:

Přednášející:

Cvičící:

Předmět zajišťuje:

katedra jaderných reaktorů

Anotace:

Cíle předmětu:

Získání znalostí o využití metody Monte Carlo v neutronických výpočtech reaktorových systémů. Předmět je uzavřen seminární prací, jejíž součástí je vytvoření výpočtového modelu a ověření reálné experimentální úlohy z oblasti pokročilé reaktorové fyziky.

Obsahové zaměření:

Metoda Monte Carlo v řešení inženýrských problémů, její aplikace v reaktorové fyzice.

Základní témata:

1. Princip metody Monte Carlo.

2. Základní principy modelování transportu částic v prostředí, neutrony, nabité částice.

3. Kódy MCNP a Serpent a jejich využití pro neutronické výpočty reaktorových systémů, převedení fyzikálního problému do prostředí kódů MCNP a Serpent.

4. Řešení úloh na kritičnost, přesnost výpočtů a intervaly spolehlivosti, definice různých typů zdrojů neutronů, materiálového složení reaktorových systémů, geometrické struktury.

5. Řešení úloh pro určení hustot toku neutronů a fluencí částic v reaktorových systémech, metody optimalizace výpočtů, metody redukce variance, pre-procesory a post-procesory.

Požadavky:

Doporučené předměty / tematické oblasti, které je vhodné absolvovat před předmětem: Reaktorová fyzika, Provozní reaktorová fyzika, Metody Monte Carlo, Matematická statistika, Pokročilá reaktorová fyzika.

Osnova přednášek:

1. Princip metody Monte Carlo.

2. Základní principy modelování transportu částic v prostředí, neutrony, nabité částice.

3. Kódy MCNP a Serpent a jejich využití pro neutronické výpočty reaktorových systémů, převedení fyzikálního problému do prostředí kódů MCNP a Serpent.

4. Řešení úloh na kritičnost, přesnost výpočtů a intervaly spolehlivosti, definice různých typů zdrojů neutronů, materiálového složení reaktorových systémů, geometrické struktury.

5. Řešení úloh pro určení hustot toku neutronů a fluencí částic v reaktorových systémech, metody optimalizace výpočtů, metody redukce variance, pre-procesory a post-procesory.

Osnova cvičení:

Cíle studia:

Získání znalostí o využití metody Monte Carlo v neutronických výpočtech reaktorových systémů. Předmět je uzavřen seminární prací, jejíž součástí je vytvoření výpočtového modelu a ověření reálné experimentální úlohy z oblasti pokročilé reaktorové fyziky.

Studijní materiály:

Základní:

1. J. F. Briesmeister (Editor): MCNP - A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Los Alamos National Laboratory, LA-12625-M, Los Alamos, New Mexico 87545, USA, 1997. (1993 - version 4A, 1997 - version 4B, 2000 - version 4C).

2. C. D. Harmon, R. D. Busch, J. F. Briesmeister, A. R. Foster: Criticality Calculations with MCNP: A Primer, LA-12827-M, Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, New Mexico 87545, USA, 1994.

3. D. J. Whalen, D. A. Cardon, J. L. Uhle, J. S. Hendricks: MCNP: Neutron Benchmark Problems, Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, New Mexico 87545, USA, 1991.

Doporučená:

4. M. Virius: Aplikace matematické statistiky (metoda Monte Carlo), ČVUT v Praze, Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská, Praha, 1991.

5. C. P. Robert, G. Casella: Monte Carlo Statistical Methods (Springer Texts in Statistics), Springer, 2005.

6. J. Spanier: Monte Carlo principles and neutron transport problems (Addison-Wesley series in computer science and information processing), Addison-Wesley Pub. Co, 1969.

7. G. I. Marchuk: Numerical Methods in the Theory of Neutron Transport, Taylor & Francis, 1986.

8. E. E. Lewis: Computational Methods of Neutron Transport, Wiley-Interscience, 1993.

Poznámka:

Další informace:

Pro tento předmět se rozvrh nepřipravuje

Předmět je součástí následujících studijních plánů: