The DPsub(N) and QPsub(N) surface flux integral transport method in 1-dimensional geometrics and in x-y geometry
Description
The presented general surface flux integral transport method for calculating the space dependent multigroup neutron fluxes in reactor cells, cores or shielding is developed for one dimensional slab, sphere and cylindrical geometries and for x-y geometry. The spatial distribution of neutron flux and sources is represented by the spherical harmonics expansion while the double Psub(N) (DPsub(N), 1 dim.) or the quadruple Psub(N) spherical harmonics (QPsub(N), x-y) orthogonal in angular halfspaces or quadrants resp., are used to approximate the incoming and outgoing surface fluxes at the interfaces between the space intervals. The multigroup transport code SURCU was developed on the basis of this theory. It includes one dimensional slab, spherical and cylindrical geometry and two dimensional x-y geometry. The eigenvalue or volumic source problems can be calculated considering the 'white' or 'reflective' boundary conditions with general values of the albedos. The capability of this code is shown in comparison with the well known transport codes ANISN, DOT3, P1, MARSYAS, TRITON, DIT etc. (orig.)
Abstract (German)
Das hier dargestellte allgemeine Oberflaechenfluss-Verfahren zur Loesung der integralen Transportgleichung, das der Berechnung der ortsabhaengigen Mehrgruppen-Neutronenfluesse in Zellen, Spaltzonen oder Abschirmungen von Reaktoren dient, wird in eindimensionalen Platten-, Kugel- und Zylindergeometrien und fuer x-y-Geometrie entwickelt. Die raeumliche Verteilung der Neutronenfluesse und -quellen wird durch eine Entwicklung nach Kugelfunktionen wiedergegeben, waehrend als Naeherung fuer die an den Grenzflaechen zwischen den Raumbereichen ein- und austretenden Oberflaechenfluesse die in den Winkelhalbraeumen bzw. Quadranten orthogonalen doppelter Psub(N) (DPsub(N), 1 dim.) bzw. vierfachen Psub(N) (QPsub(N), x-y) Kugelfunktionen verwandt werden. Auf der Grundlage dieser Theorie wurde das Mehrgruppentransportprogramm SURCU erstellt. Es ist anwendbar fuer eindimensionale Platten-, Kugel- und Zylindergeometrien und zweidimensionale x-y Geometrie. Eigenwert- oder Volumenquellenprobleme koennen unter Beruecksichtigung der 'weissen' oder 'reflektierenden' Randbedingungen mit allgemeinen Albedowerten berechnet werden. Die Leistungsfaehigkeit dieses Programms wird im Vergleich zu den bekannten Transportcodes ANISN, DOT3, QP1, MARSYAS, TRITON, DIT usw. gezeigt. (orig.)Additional details
Publishing Information
- Imprint Title
- Advances in mathematical methods for the solution of nuclear engineering problems. Vol. 1
- Imprint Pagination
- 688 p.
- Journal Page Range
- p. 51-66.
- Report number
- INIS-mf--6845
Conference
- Title
- Joint ANS/ENS international topical meeting on advances in mathematical methods for the solution of nuclear engineering problems.
- Dates
- 27 - 29 Apr 1981.
- Place
- Munich, Germany, F.R.
INIS
- Country of Publication
- Germany
- Country of Input or Organization
- Germany
- INIS RN
- 13654004
- Subject category
- S22: GENERAL STUDIES OF NUCLEAR REACTORS; S73: NUCLEAR PHYSICS AND RADIATION PHYSICS;
- Resource subtype / Literary indicator
- Conference
- Descriptors DEI
- CYLINDRICAL CONFIGURATION; MULTIGROUP THEORY; NEUTRON FLUX; NEUTRON TRANSPORT THEORY; ONE-DIMENSIONAL CALCULATIONS; REACTOR CORES; RECTANGULAR CONFIGURATION; SHIELDING MATERIALS; SPATIAL DISTRIBUTION; SPHERICAL CONFIGURATION
- Descriptors DEC
- CONFIGURATION; DISTRIBUTION; RADIATION FLUX; REACTOR COMPONENTS; TRANSPORT THEORY