MCNP sử dụng 3 cách khác nhau để tính toán giá trị hệ số nhân vô hạn kinf, đó là đánh giá độ dài quãng chạy (track length estimator), hấp thụ (absorption estimator) và va chạm (collision estimator). Kết quả cuối cùng là trung bình tổ hợp thống kê của cả 3 cách này.
Tính toán bằng chương trình MCNP5, sử dụng thư viện số liệu hạt nhân ENDF/B-IV cho các tiết diện tương tác với nơtron của các đồng vị theo nhiệt độ, kết quả tính hệ số nhân vô hạn cho toàn vùng hoạt tại 6 trạng thái nhiệt độ và chất làm chậm khác nhau thu được kết quả như sau. Kết quả được so sánh với chương trình tính toán RADAR và chương trình MCNP-4C trong [1]. Sai số của các kết quả tính do chương trình MCNP5 đưa ra đều < 0,05 phù hợp với độ tin cậy đã đặt ra.
Bảng 3.2 Kết quả tính toán keff toàn vùng hoạt tại 6 trạng thái chất làm chậm.
Trạng thái MCNP- 4C[1] RADAR[1] Kết quả tính toán MCNP5 MCNP5- MCNP4C % MCNP5- RADAR % S1 1,03770 1,03769 1,03167 0,60 0,60 S2 1,05132 1,05117 1,05203 0,07 0,09 S3 0,93416 0,93204 0,94448 1,03 1,24 S4 1,13871 1,14081 1,13475 0,40 0,61 S5 1,15400 1,15574 1,16369 0,97 0,80 S6 1,04729 N/A 1,05568 0,84 N/A Nhận xét:
Sai số của kết quả tính toán so với tính toán chuẩn (~1%) là do sự sai khác của các thư viện số liệu, điều này thể hiện rõ nhất tại trạng thái S3. Ngoài ra việc chạy chương trình với số lịch sử nơtron thấp (105) cũng là nguyên nhân gây sai số trong các kết quả tính toán. Sai số của kết quả là hoàn toàn chấp nhận được, do đó đã kiểm tra được cấu hình mô phỏng trên MCNP5. Từ kết quả tính toán này cho thấy việc mô phỏng vùng hoạt lò phản ứng trên MCNP5 là khá chính xác, do đó ta có thể xây dựng bài toán cho các cấu hình vùng hoạt khác, cụ thể là tính toán cho cấu hình VVER-1000/V392 là cấu hình có khả năng được lựa chọn cho dự án nhà máy điện hạt nhân Ninh Thuận I. Các tính toán này được trình bày trong phần 3.3.
48