The use of a new Monte Carlo Ser pent code for the cal cu la tion of wa ter-cooled re ac tors is presented and a cal cu la tion scheme of the fuel as sem bly for VVER-1000 re ac tors de vel oped. The cal cu la tion of neu tron-phys i cal char ac ter is tics for the fuel as sem bly of VVER-1000 is car ried out for dif fer ent states and the re sults ob tained by the Ser pent model com pared with the results of other re ac tor codes. The anal y ses of these re sults are pre sented in the pa per sub mit ted here. Based on this ar ti cle, the Monte Carlo Ser pent code could be used for neu tron-phys i cal cal cu la tions of VVER-1000 re ac tors.
Інститут проблем безпеки АЕС НАН України, Київ ВИКОРИСТАННЯ ПРОГРАМНОГО ПРОДУКТУ SERPENT НА ОСНОВІ МЕТОДУ МОНТЕ-КАРЛО ДЛЯ РОЗРАХУНКУ ХАРАКТЕРИСТИК ТЕПЛОВИДІЛЯЮЧОЇ ЗБІРКИ РЕАКТОРА ВВЕР-1000Описано розрахункову схему тепловиділяючої збірки для підготовки малогрупових характеристик для про-грамного продукту Serpent, що використовує метод Монте-Карло та безперервну за енергією бібліотеку мікрос-копічних констант. Serpent розроблено для розрахунку характеристик тепловиділяючої збірки, включно з роз-рахунком вигоряння і підготовкою малогрупових гомогенізованих макроскопічних перерізів взаємодії для роз-рахунку активної зони. Наведено результати верифікаційних розрахунків в порівнянні з іншими програмними продуктами, що використовуються для аналізу нейтронно-фізичних характеристик систем із паливом для реак-торів ВВЕР, такими як WIMS, HELIOS, NESSEL та ін.Ключові слова: тепловиділяюча збірка, ВВЕР-1000, метод Монте-Карло, розрахунок реактора, Serpent, MCNP, SCALE, WIMSD5B. ВступСучасний розвиток ядерної енергетики не-можливий без використання нових типів програ-много забезпечення, що використовується як для нейтронно-фізичного аналізу ядерних реакторів [1 -3], що експлуатуються на даний момент, так і для дослідження перспективних ядерних реакто-рів [4 -7].Зазвичай нейтронно-фізичне моделювання ба-зується на двох основних типах методів: детер-міністичних та стохастичних (наприклад, метод Монте-Карло) [8]. В основі детерміністичних методів лежить числовий розв'язок рівнянь пе-реносу нейтронів (наприклад, метод дискретних ординат або характеристичний метод). Методи Монте-Карло основані на аналізі ймовірностей багатьох подій за рахунок симуляції мільйонів елементарних частинок для заданих матеріаль-них характеристик та геометрії [9]. Ці методи найбільш зручні для моделювання критичних систем із складною геометрією, для якої детер-міністичні методи не можуть бути застосовані. Найбільш відомим програмним продуктом, що використовує метод Монте-Карло для обчислен-ня реакторних систем, є код MCNP, який був розроблений в Los Alamos National Laboratory (LANL, США) [10, 11].Останнім часом активно розвиваються інші реакторні коди, основані на методі Монте-Карло, серед яких вирізняється програмний продукт Serpent [12]. Цей код почав розроблятись з 2004 р. у VTT Technical Research Centre (Фінлян-дія) і досить швидко здобув прихильність бага-тьох учених по всьому світі за рахунок зручності, точності розрахунків та широкого спектра задач, які він здатний вирішувати [13]. На даний мо-мент код Serpent активно використовується для дослідження реакторів як на «швидких», так і на «теплових» нейтронах [14, 15].Розрахунки за методом Монте-Карло вважа-ються найбільш прецизійними на сьогодні. Із використанням таких програмних продуктів про-водяться розрахунки критичності різних систем із паливом, а також розрахунки різних радіацій-них характеристик. Ще одна можливість викори-стання програмних продуктів на основі методу Монте-Карло -це розрахунок характеристик ак-тивної зони реактора в цілому. Але розрахунок активної зони реактора з використання...
В.В. Гальченко, А.М. Абдулаев, І.І. Шлапак. Використання програмного продукту на базі методу Монте-Карло для отримання малогрупових гомогенізованих макроскопічних перерізів взаємодії. При проведенні малогрупових розрахунків різних станів реакторної установки важливе значення мають питання підготовки малогрупових констант. Від того, як це було зроблено, залежить точність і якість подальших розрахунків кінетики реактора. Для підготовки малогрупових характеристик зазвичай використовуються транспортні програмні продукти (детерміністичні коди), які на основі теорії переносу нейтронів розраховують потоки нейтронів в залежності від енергії і положення в чарунці. Наведено опис розрахункової схеми ТВЗ, для цілей підготовки малогрупових характеристик, для програмного продукту Serpent, який використовує метод Монте-Карло та безперервну за енергією бібліотеку мікроскопічних констант і який розроблено для розрахунку характеристик ТВЗ, включно з розрахунком вигоряння і підготовкою малогрупових гомогенізованих макроскопічних перерізів взаємодії, для розрахунку активної зони. Наведено розрахункову схему для програмного продукту Serpent для ТВЗА та результати порівняльних розрахунків основних нейтронно-фізичних характеристик з кодами PHOENIX-H і WIMSD5B.Ключові слова: Serpent, PHOENIX-H, WIMS, комп'ютерні коди, ВВЕР-1000, метод Монте-Карло, перерізи взаємодії, коефіцієнт розмноження V.V. Galchenko, A.M. Abdulaev, I.I. Shlapak. Using software based on the Monte-Carlo method for receiving the few-group homogenized macroscopic interaction cross-section. The constant preparation issues are important for performing the few-group analysis for different states of the reactor core. Besides, the constant preparation method influences the further calculations accuracy and quality. The transport software products (deterministic codes) are usually used for the few-group characteristics preparation. On the basis of the neutron transport theory these codes calculate neutron fluxes depending on the energy and on the location in the cell. In present paper the description of fuel assembly calculation scheme for preparing the few-group characteristics is given for the Serpent code. This code uses the MonteCarlo method and energy continuous microscopic data library. Serpent code was developed for calculating the fuel assembly characteristics including burnup calculations and preparation of the few-group homogenized macroscopic interaction cross-sections for the core calculating. The calculation scheme for the Serpent code for FAA and the results of the basic neutron-physical characteristics comparative calculations with PHOENIX-H and WIMSD5B codes are presented.
Приведено краткое описание метода полиномиальной интерполяции нейтронно-физических малогрупповых гомогенизированных констант для реактора ВВЭР-1000. Выполнены расчеты поля энерговыделения активной зоны с применением данного метода для различных моментов времени топливной кампании. Дан сравнительный анализ результатов расчета коэффициентов неравномерности энерговыделения k v и k q с подготовленным константным обеспечением по представленному методу при использовании разных программных продуктов.
scite is a Brooklyn-based organization that helps researchers better discover and understand research articles through Smart Citations–citations that display the context of the citation and describe whether the article provides supporting or contrasting evidence. scite is used by students and researchers from around the world and is funded in part by the National Science Foundation and the National Institute on Drug Abuse of the National Institutes of Health.
customersupport@researchsolutions.com
10624 S. Eastern Ave., Ste. A-614
Henderson, NV 89052, USA
Copyright © 2024 scite LLC. All rights reserved.
Made with 💙 for researchers
Part of the Research Solutions Family.