Development of a New Monte Carlo reactor physics code
No Thumbnail Available
URL
Journal Title
Journal ISSN
Volume Title
Doctoral thesis (monograph)
Checking the digitized thesis and permission for publishing
Instructions for the author
Instructions for the author
Unless otherwise stated, all rights belong to the author. You may download, display and print this publication for Your own personal use. Commercial use is prohibited.
Authors
Date
2007-06-18
Major/Subject
Mcode
Degree programme
Language
en
Pages
228, [8]
Series
VTT publications, 640
Abstract
Monte Carlo neutron transport codes are widely used in various reactor physics applications, traditionally related to criticality safety analyses, radiation shielding problems, detector modelling and validation of deterministic transport codes. The main advantage of the method is the capability to model geometry and interaction physics without major approximations. The disadvantage is that the modelling of complicated systems is very computing-intensive, which restricts the applications to some extent. The importance of Monte Carlo calculation is likely to increase in the future, along with the development in computer capacities and parallel calculation. An interesting near-future application for the Monte Carlo method is the generation of input parameters for deterministic reactor simulator codes. These codes are used in coupled LWR full-core analyses and typically based on few-group nodal diffusion methods. The input data consists of homogenised few-group constants, presently generated using deterministic lattice transport codes. The task is becoming increasingly challenging, along with the development in nuclear technology. Calculations involving high-burnup fuels, advanced MOX technology and next-generation reactor systems are likely to cause problems in the future, if code development cannot keep up with the applications. A potential solution is the use of Monte Carlo based lattice transport codes, which brings all the advantages of the calculation method. So far there has been only a handful of studies on group constant generation using the Monte Carlo method, although the interest has clearly increased during the past few years. The homogenisation of reaction cross sections is simple and straightforward, and it can be carried out using any Monte Carlo code. Some of the parameters, however, require the use of special techniques that are usually not available in general-purpose codes. The main problem is the calculation of neutron diffusion coefficients, which have no continuous-energy counterparts in the Monte Carlo calculation. This study is focused on the development of an entirely new Monte Carlo neutron transport code, specifically intended for reactor physics calculations at the fuel assembly level. The PSG code is developed at VTT Technical Research Centre of Finland and one of the main applications is the generation of homogenised group constants for deterministic reactor simulator codes. The theoretical background on general transport theory, nodal diffusion calculation and the Monte Carlo method are discussed. The basic methodology used in the PSG code is introduced and previous studies related to the topic are briefly reviewed. PSG is validated by comparison to reference results produced by MCNP4C and CASMO-4E in infinite two-dimensional LWR lattice calculations. Group constants generated by PSG are used in ARES reactor simulator calculations and the results compared to reference calculations using CASMO-4E data.Monte Carlo -neutronitransportkoodeja käytetään laajasti monissa reaktorifysiikkasovelluksissa, kuten kriittisyysturvallisuusanalyyseissä, säteilysuojelulaskuissa, detektorimallinnuksessa ja determinististen transportkoodien kelpoistamisessa. Menetelmän tärkeimpinä etuina voidaan pitää geometrian ja neutronivuorovaikutusten tarkkaa kuvaamista ilman merkittäviä approksimaatioita. Haittapuolena on laskennan hitaus, erityisesti monimutkaisia geometrioita mallinnettaessa, mikä myös jossain määrin rajoittaa menetelmän sovelluskohteita. Monte Carlo -laskennan merkitys tulee todennäköisesti kasvamaan tulevaisuudessa tietokoneiden laskentatehon ja rinnakkaislaskennan kehityksen myötä. Kevytvesireaktoreiden lataussuunnittelu- ja turvallisuusanalyyseissä käytetään nykyisin deterministisiä reaktorisimulaattorikoodeja, joiden kytketyt neutroniikka-termohydrauliikkamallit pohjautuvat tyypillisesti nodaalidiffuusioteoreettisiin menetelmiin. Nodaalikoodien syöttöparametrit koostuvat homogenisoiduista moniryhmävakioista, jotka tuotetaan deterministisillä nippupalamaohjelmilla. Näiden ohjelmien soveltuvuus saattaa tulla kyseenalaiseksi ydintekniikan kehityksen myötä. Kasvava palama, kehittyneet sekaoksidipolttoaineet sekä uuden sukupolven ydinteknologia tulevat todennäköisesti aiheuttamaan ongelmia, erityisesti geometrian mallinnuksessa, mikäli laskentaan käytetyt ohjelmistot eivät kykene pysymään kehityksessä mukana. Eräs mielenkiintoinen lähitulevaisuuden sovelluskohde Monte Carlo -laskennalle onkin juuri homogenisoitujen ryhmävakioiden tuottaminen deterministisille reaktorisimulaattorikoodeille. Monte Carlo -menetelmän soveltuvuutta ryhmävakioiden tuottamiseen on tutkittu yllättävän vähän, joskin kiinnostus aiheeseen on selvästi lisääntynyt kymmenen viime vuoden aikana. Homogenisoitujen ryhmävaikutusalojen laskeminen on suoraviivaista, ja se on mahdollista useimmilla Monte Carlo -neutroniikkakoodeilla. Tiettyjen parametrien laskemiseen tarvitaan kuitenkin erikoismenetelmiä, joita ei yleiskäyttöön tarkoitettujen koodien valikoimista yleensä löydy. Selvästi suurin haaste on diffuusiovakioiden laskeminen, mikä vaatii fysiikan tarkkaan mallintamiseen perustuvan Monte Carlo -laskennan ja approksimaatioon pohjautuvan diffuusioteorian yhdistämistä. Tässä työssä käsitellään kokonaan uuden Monte Carlo -neutronitransportkoodin kehitystä. VTT:ssä kehitetty PSG-koodi on tarkoitettu reaktorifysiikkalaskuihin, erityisesti polttoainenipputasolla. PSG:n yksi tärkeimmistä sovelluskohteista on moniryhmävakioiden tuottaminen deterministisille reaktorisimulaattorikoodeille. Työssä selvitetään neutronien transport-teorian, nodaalidiffuusiomenetelmien sekä Monte Carlo -laskennan teoreettista taustaa. PSG-koodin käyttämät laskentarutiinit esitellään pääpiirteittäin, ja muita aiheeseen liittyviä tutkimuksia käydään läpi. Koodin kelpoistamiseksi kevytvesireaktorihiloille laskettuja tuloksia verrataan MCNP4C- ja CASMO-4E -ohjelmilla laskettuihin tuloksiin. PSG:n tuottamia ryhmävakioita käytetään ARES-reaktorisimulaattorilaskujen syöttöparametreina, ja tuloksia verrataan laskuihin, joissa moniryhmävakiot on tuotettu CASMO-4E -ohjelmalla.Description
Keywords
reactor physics, Monte Carlo method, neutron transport codes, PSG code, deterministic reactor simulator codes, homogenisation, homogenised group constants, nodal diffusion method, LWR lattice calculations