Wyniki wyszukiwania - BazTech

Ograniczanie wyników

Znaleziono wyników: 1

Liczba wyników na stronie

Wyniki wyszukiwania

Sortuj według:

Ogranicz wyniki do:

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.