Generowanie danych jądrowych metodami Monte Carlo dla deterministycznych kodów obliczeniowych

• Autorzy: Przemysław Stanisław Stanisz

Warianty tytułu

Generation of Nuclear Data by Monte Carlo Methods for Deterministic Safety Codes

• Języki publikacji: PL

Abstrakty

Artykuł ten opisuje generowanie grupowych danych jądrowych takich jak: grupowe przekroje czynne i parametry charakteryzujące kinetykę reaktora, za pomocą metody Monte Carlo (MC) w oparciu o program komputerowy SERPENT. Obliczenia prowadzone są na podstawie projektowanego modelu Europejskiego Reaktora Chłodzonego Sodem (European Sodium Cooled Fast Reactor ESFR), rozwijanego w ramach 7-go Projektu Ramowego CP-ESFR. Wygenerowana baza stałych służy do przeprowadzania analizy stanów awaryjnych, bazując na sprzężeniu przestrzennej kinetyki neutronowej z termo-hydraulicznym modelem. Symulacja taka jest wykonywana za pomocą programu TRACE/PARCS. W celu zapewnienia poprawnności obliczeń wymagany jest zoptymalizowany schemat modelowania. Praca przedstawia testy i weryfikacje obliczeń przeprowadzonych za pomocą programu PARCS wraz z użytymi danymi jądrowymi wygenerowanymi w programie SERPENT. W celu konwersji danych, zostało rozwiniętych kilka skryptów przetwarzających. Przedstawione rezultaty potwierdzają skuteczność obranej metody i przydatność programów do tego typu działań. Otrzymane wyniki pokazują zadowalającą zgodność pomiędzy obliczeniami wykonanymi w programie PARCS wykorzystującym dane przygotowane programem SERPENT, a pomiędzy rezultatami referencyjnymi otrzymanymi metodą MC. (abstrakt oryginalny)

EN

This article describes the generation of multigroup constants using the Monte Carlo code SERPENT for 3D transient analyses for the safety assessment of the European Sodium Cooled Fast Reactor (ESFR) developed within the Euratom 7th Framework Program Project CP-ESFR [12]. The transient analyses are performed using the US-NRC code system TRACE/PARCS based on coupled 3D neutron kinetics and the thermal hydraulics. For transient analyses, the PARCS code uses a linear parametric cross section representation which involves the derivatives of the cross sections. In this representation, reactivity feedback are given by the derivatives of the cross sections. Multigroup group constants, reactivity coefficients and neutron kinetic data were calculated using suitable models of ESFR core and SA by SERPENT. In order to transfer these data to the PARKS code, several post-processing scripts were developed. Several verification and test calculations were performed. The results show in general a good agreement between the MC calculations with the SERPENT code and the deterministic calculations with PARCS using the MC generated multigroup group constants. (original abstract)

Słowa kluczowe

PL

Energetyka jądrowa; Metoda Monte Carlo; Symulacje komputerowe

EN

Nuclear power; Monte Carlo method; Computing simulation

• Czasopismo: Logistyka
• Rocznik: 2013
• Numer: nr 4, CD
• Strony: 536--545

Twórcy

autor

Przemysław Stanisław Stanisz

• AGH Akademia Górniczo-Hutnicza im. Stanisława Staszica w Krakowie

Bibliografia

• [1] Leppanen J.: Development of a New Monte Carlo Reactor Physics Code, PhD Thesis, Helsinki University of Technology, 2007.
• [2] Downar T. et. al.: PARCS v3.0 U.S. NRC Core Neutronics Simulator User Manual, UM-NERS-09-0001, 2010.
• [3] Murray C. et al.: TRACE V4.0 User's Manual, May 2003. inc.
• [4] Wemple C.A. et al.: Recent Advances in the HELIOS-2 Lattice Physics Code, PHYSOR-2008, Interlaken, Switzerland, September 14-19, 2008.
• [5] Newton, T.D. and Hutton J.L, The next generation WIMS lattice code: WIMS9, PHYSOR-2002, Seoul, Korea, October 7-10, 2002.
• [6] Rhodes J. et al.: CASMO-5 Development and Applications, PHYSOR-2006, Vancouver, Canada, September 10-14, 2006.
• [7] Parcs H.J. et al.: Generation of Few-Group Diffusion Theory Constants by Monte Carlo Code McCARD, "Nucl. Sci. Eng.", 172, 2012, s. 66-77.
• [8] X-5 Monte-Carlo Team, MCNP A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5, Los Alamos National Laboratory, Tech. Report , 2003.
• [9] Redmond II E.L.: Multigroup Cross Section Generation via Monte Carlo Method, PhD Thesis, Massachusetts Institute of Technology, 1997.
• [10] Ilas G. Rahnema F.: A Monte Carlo Based Nodal Diffusion Model for Criticality Analysis of Spent Fuel Storage Lattice, "Ann. Nucl. Eng.", 30, 1089, 2003.
• [11] Petrovic, I. Benoist, P., BN Theory: Advances and New Models for Neutron Leakage Calculations, Adv. "Nucl. Sci. Technol.", 24, 1996.
• [12] Fiorini G.L., Vasile A.: European Commission 7th Framework Program. The Collaborative Project on European Fast Reactor (CP ESFR), "Nucl. Eng. Des.", 241, 2011, s. 3461-3469.
• [13] Rineiski A. et al.: ESFR core optimization and uncertanties studies, Proc. Inter. Conf. FR13, Paris, France, March 4-7, 2013.
• [14] Fridman E., Leppnen J.: On the Use of the SERPENT Monte Carlo Code for Few-group Cross Section Generation, "Ann. Nucl. Energy", 38, 2011, s. 1399-1405.
• [15] Fridman E., Shwageraus E.: Modeling of SFR cores with SERPENT and DYN3D codes sequence, "Ann. Nucl. Energy", 53, 2013, s. 354-363.
• [16] Koning A. et al.: The JEFF-3.1 Nuclear Data Library, JEFF Report 21, OECD 2006.
• [17] Palmiotti G. Assawaroongreuengchot M.: Nuclear Data Target Accuracies for Generation-IV System Based on the Use of New Covariance Data, "Jour. of the Kor. Phys. Soci.", tom 59, nr 2, August 2011, s. 1264-1267 .
• [18] Waltar A.E., Todd D.R., Tsvetkov P.V.: Fast Spectrum Reactors, Springer, 2011.
• [19] The JEF2.2 Nuclear Data Library, JEFF Report 17, NEA OECD, April 2000.
• [20] Shibata K. (red.): JENDL-4.0: A New Library for Nuclear Science and Engineering, "Journal of Nuclear Science and Technology", tom 48, nr 1, 2011, s. 1-30.
• [21] ENDF-6 Formats Manual, Data Formats and Procedures for the Evaluated Nuclear Data File ENDF/B-VI and ENDF/B-VII, CSEWG Document ENDF-102 Report BNL-90365-2009, June 2009.