Monte Carlo Modelling of Loosely Coupled Fissionable Systems

• Autorzy: Oettingen M. , Kępisty G.

Warianty tytułu

PL

Symulacje Monte Carlo niezwiązanych systemów jądrowych

• Języki publikacji: EN

Abstrakty

EN

In the paper we describe problems related to the convergence diagnostics in the Monte Carlo modeling of the loosely coupled fissionable systems like arrays of the spent fuel elements. The logistics and trans-portation of the spent nuclear fuel is a complex process due to its high radioactivity and thus contamination risk for the biosphere and human beings. The detection of convergence is important for the accurate estimation of system multiplication factor and associated standard deviation. The multiplication factor is the main safety parameter used for design and optimization of the equipment for spent fuel handling and transportation in order to fulfill the international safety and security standards.

PL

Niniejsza praca przedstawia metody detekcji zbieżności w symulacjach Monte Carlo niezwiązanych systemów jądrowych takich jak zestawy kaset z wypalonym paliwem jądrowym. Logistyka oraz transport zużytego, radioaktywnego paliwa jądrowego jest skomplikowanym procesem charakteryzującym się potencjalnym ryzykiem skarżenia ekosfery i populacji ludzkiej. Detekcja zbieżności jest niezbędna przy estymowaniu współczynnika mnożenia neutronów oraz jego niepewności. Współczynnik mnożenia neu-tronów jest podstawowym parametrem wykorzystywanym do optymalizacji urządzeń do transportu oraz manewrowania zużytym paliwem jądrowym w celu spełnienia międzynarodowych wymagań bezpieczeństwa.

Słowa kluczowe

EN

MCB; Convergence; Monte Carlo

PL

symulacja Monte Carlo; logistyka paliwa jądrowego; MCB; zbieżność

• Wydawca: Sieć Badawcza Łukasiewicz - Poznański Instytut Technologiczny
• Czasopismo: Logistyka
• Rocznik: 2014
• Tom: nr 4
• Strony: 4731--4739, CD6
• Opis fizyczny: Bibliogr. 5 poz., rys., tab., wz.

Twórcy

autor

Oettingen M.

• AGH University of Science and Technology, al. A. Mickiewicza 30, 30-059 Krakow, Poland

autor

Kępisty G.

• AGH University of Science and Technology, al. A. Mickiewicza 30, 30-059 Krakow, Poland

Bibliografia

• [1] Blomquist R. N., Armishaw M., Hanlon D., Smith N., Naito Y., Yang J., Mioshi Y., Yamamoto T., Jacquet O., Miss J.: Source Convergence in Nuclear Safety Analysis, Phase I: Results for Four Test Problems, NEA No 5431, OECD, 2006.
• [2] Cetnar J., Gudowski W., Wallenius J.: MCB: A continuous energy Monte Carlo burn-up simulation code, In Proceedings of Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, EUR 18898 EN, OECD/NEA 523, 1999.
• [3] Dufek J.: Accelerated Monte Carlo Eigenvalue Calculations, Paper presented at XIII Meeting on Reactor Physics Calculations in the Nordic Countries Västerås, Sweden, 29–30 March 2007.
• [4] MCNP — A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5, Volume I: Overview and Theory, (Revised 10/3/05), X-5 Monte Carlo Team, LA-UR-03-1987, April 24 2003.
• [5] Ueki T.: Intergenerational Correlation in Monte Carlo k-eigenvalue Calculation, Nucl. Sci. Eng. 141, p.101–110, 2012.