Wyniki wyszukiwania - BazTech

Ograniczanie wyników

Znaleziono wyników: 2

Liczba wyników na stronie

Wyniki wyszukiwania

Wyszukiwano:
w słowach kluczowych: SERPENT

Sortuj według:

Ogranicz wyniki do:

Simulations of the AP1000-based reactor core with SERPENT computer code

Darnowski P., Ignaczak P., Orębski P., Stępień M., Niewiński G.

Archive of Mechanical Engineering

2018

Vol. LXV, nr 3

295--325

The paper presents the core design, model development and results of the neutron transport simulations of the large Pressurized Water Reactor based on the AP1000 design.The SERPENT 2.1.29 Monte Carlo reactor physics computer code with ENDF/BVII and JEFF3.1.1 nuclear data libraries was applied. The full-core 3D models were developed according to the available Design Control Documentation and the literature. Criticality simulations were performed for the core at the Beginning of Life state for Cold Shutdown, Hot Zero Power and Full Power conditions. Selected core parameters were investigated and compared with the design data: eﬀective multiplication factors, boron concentrations, control rod worth, reactivity coeﬃcients and radial power distributions. Acceptable agreement between design data and simulations was obtained, conﬁrming the validity of the model and applied methodology.

Generowanie danych jądrowych metodami Monte Carlo dla deterministycznych kodów obliczeniowych

Stanisz P. S.

Logistyka

2013

nr 4

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.

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.