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저자정보
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제44권 제2호
발행연도
2012.1
수록면
161 - 176 (16page)

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McCARD is a Monte Carlo (MC) neutron-photon transport simulation code. It has been developed exclusively for the neutronics design of nuclear reactors and fuel systems. It is capable of performing the whole-core neutronics calculations, the reactor fuel burnup analysis, the few group diffusion theory constant generation, sensitivity and uncertainty (S/U) analysis, and uncertainty propagation analysis. It has some special features such as the anterior convergence diagnostics, real variance estimation, neutronics analysis with temperature feedback, B1 theory-augmented few group constants generation, kinetics parameter generation and MC S/U analysis based on the use of adjoint flux. This paper describes the theoretical basis of these features and validation calculations for both neutronics benchmark problems and commercial PWR reactors in operation.
#McCARD #Monte Carlo Particle Transport #Few Group Constant #Sensitivity and Uncertainty #Gen-IV Reactors

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A. G. Croff / 1980 / A User's Manual for ORIGEN2 Computer Code google schola Chang Hyo Kim / 2005 / Neutronics Design and Performance Analysis of Korean ITER TBM by Monte Carlo Method google schola D. H. Hahn / 2007 / KALIMER-600 Conceptual Design Report google schola E. M. Gelbard / 1990 / Computation of Standard Deviations in Eigenvalue Calculations / Prog. Nucl. Energy 24 : 237 ~ google schola H. J. Park / 2009 / Monte Carlo Depletion and Uncertainty Analyses for a TRU Fuel Assembly Using JENDL 3.3 Covariance Data / M&C 2009-International Conference on Mathematics, google schola

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