Wyniki wyszukiwania - BazTech

1

Obliczenia neutronowe reaktora AP1000

Suchcicki Szymon

Postępy Techniki Jądrowej

|

2021

|

z. 4

2--6

PL

W artykule przedstawiono opis obliczeń neutronowych przeprowadzonych w Państwowej Agencji Atomistyki dla reaktora AP1000. Zaprezentowano krótką charakterystykę tego reaktora, opisano zastosowane kody obliczeniowe oraz przedstawiono wyniki obliczeń i ich porównanie z wynikami zawartymi w amerykańskim raporcie „AP1000 Design Control Document”. Przedstawiono również plany dalszego wykorzystania stworzonych modeli obliczeniowych.

EN

The paper presents a description of neutronic calculations for the AP1000 reactor performed at the National Atomic Energy Agency of the Republic of Poland (PAA). A short characteristic of the reactor is presented, applied computer codes are described and results of the calculations and their comparison with results included in the "AP1000 Design Control Document" are presented. Plans for further use of the created computational models are also discussed.

2

Analysis of the BEAVRS PWR benchmark using SCALE and PARCS

Darnowski Piotr, Pawluczyk Michał

Nukleonika

|

2019

|

Vol. 64, No. 3

87--96

EN

This paper presents an analysis of the Benchmark for Evaluation And Validation of Reactor Simulations (BEAVRS) performed using SCALE 6.1.2 and PARCS 3.2 computer codes. The benchmark specifi cation contains a detailed design, operational data and measurements for a real 4-loop Westinghouse pressurized water reactor (PWR). The lattice physics simulations were prepared using TRITON depletion sequence and NEWT neutron transport solver (SCALE package). The 238-neutron group library based on evaluated nuclear data fi le – ENDF/B-VII nuclear data libraries was applied. A set of branch and burnup calculations was prepared, and group constants in the form of PMAXS fi les were generated with GenPMAXS. The full-core models were prepared using the PARCS nodal-diffusion core simulator. The PMAXS libraries were used with PARCS to investigate the core operation. The hot zero power measurement data, including control rod worths and critical boron concentrations, were compared using simulations, and satisfactory results were achieved. The fi rst fuel cycle was simulated, and acceptable agreement with boron letdown curve and measurements were obtained. Finally, conclusions and recommendations for future research were presented.

3

Obliczenia neutronowe z użyciem kodów SCALE i PARCS

Staroń E., Suchcicki S.

Postępy Techniki Jądrowej

|

2016

|

z. 3

17--22

PL

W artykule przedstawiono opis wybranych zagadnień związanych z neutroniką, głównie dotyczących stosowanego oprogramowania oraz łączenia obliczeń neutronowych z cieplno-przepływowymi. Przytoczono również fragmenty wymagań dozorowych odnoszących się do zagadnień neutronowych.

EN

Selected issues dealing with neutronics, mainly concerning the software and coupled neutronic and thermal- -hydraulic calculations are described in this paper. Also, elements of regulatory requirements regarding neutronics issues are included.

4

Generowanie danych jądrowych metodami Monte Carlo dla deterministycznych kodów obliczeniowych

Stanisz P. S.

Logistyka

|

2013

|

nr 4

PL

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.

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.