Development and applications of multi-physics capabilities in a continuous energy Monte Carlo neutron transport code

Loading...
Thumbnail Image
Journal Title
Journal ISSN
Volume Title
School of Science | Doctoral thesis (article-based) | Defence date: 2017-05-19
Date
2017
Major/Subject
Mcode
Degree programme
Language
en
Pages
84 + app. 92
Series
Aalto University publication series DOCTORAL DISSERTATIONS, 66/2017, VTT Science, 150
Abstract
The accurate modeling of nuclear reactors is essential to the safe and economic operation of current and future reactor types. Due to the physical feedback effects between the neutron distribution in the reactor core and the fuel and coolant material temperatures and densities, all of the three fields need to be solved simultaneously in order to obtain a solution for the behavior of the nuclear reactor. This coupled problem has traditionally been solved using a two-stage approach for the neutron transport. In this approach, the neutron interaction properties of different parts of the reactor core are first averaged using accurate neutron transport methods in a series of small scale simulations. These averaged quantities are then used in a simplified neutron transport model to obtain the full-core solution in a reasonable time allowing for multiple iterations between the solvers of the different physical fields. In recent years, advances in methodology as well as in computational power have made it possible to apply the accurate neutron transport methods directly to the full core problem, enabling modeling of the important feedback effects in more detail than has been possible with the two-stage approach. Moving to direct modeling of the coupled problem with the accurate neutron transport methods initially developed for the lattice calculations in the first part of the two-stage approach requires various changes to the neutron transport methods. In this thesis, capabilities required to solve the neutron transport part of the coupled problem are developed and implemented in the continuous energy Monte Carlo neutron transport code Serpent 2. Coupled calculation schemes were developed and implemented both for internally and externally coupled calculations for three different simulation types: Steady state calculations, burnup calculations and time-dependent transient calculations. The new coupled calculation capabilities were applied to the effective fuel temperature approximation, in which the complex fuel temperature distribution in a fuel rod or a fuel assembly is replaced with a single effective temperature for the neutron transport calculations. The new capabilities made it possible to estimate the effects of this approximation by providing an accurate reference solution using realistic temperature distributions provided by an internally or externally coupled fuel temperature solver.

TiivistelmäNeutronien käyttäytymisen ja reaktorisydämen materiaalien lämpötilan ja tiheyden välillä olevat fysikaaliset takaisinkytkennät tekevät reaktorimallinnuksesta kytketyn ongelman: reaktorisydämen tehojakauman ratkaisemiseksi täytyy samanaikaisesti ratkaista myös jäähdytteen ja polttoaineen lämpötila- ja tiheysjakaumat. Menetelmiltä vaaditun lyhyen laskenta-ajan vuoksi neutronien käyttäytyminen ratkaistaan tyypillisesti käyttäen kaksivaiheista laskentaketjua. Ketjun ensimmäisessä osassa reaktorisydämen eri alueille lasketaan tarkoilla menetelmillä joukko neutronien vuorovaikutuksia kuvaavia keskiarvoistettuja parametreja. Toisessa vaiheessa näitä keskiarvoistettuja suureita käytetään yksinkertaistetussa mutta nopeassa koko reaktorisydämen kattavassa laskentamallissa.  Viime vuosina laskentamenetelmien ja käytettävissä olevan laskentatehon kehitys on tehnyt mahdolliseksi soveltaa ensimmäisen vaiheen tarkkoja neutronilaskentamenetelmiä suoraan kokosydänongelmaan. Näitä menetelmiä ei kuitenkaan ole alun perin kehitetty kytketyn ongelman ratkaisemiseen, mikä vaatii uusien toiminnallisuuksien kehittämistä ja toteuttamista.  Tässä väitöskirjassa kehitettiin kytketyn ongelman ratkaisemiseen vaadittavat laskentamenetelmät Serpent 2 nimiseen jatkuvaenergiseen Monte Carlo neutronikuljetuskoodiin. Työn valmistuttua Serpent 2 pystyy ratkaisemaan kytketyn ongelman neutroniikkaosuuden osana laskentajärjestelmää, jossa toiset Serpentiin sisäisesti tai ulkoisesti kytketyt ratkaisijat vastaavat lämpötila ja tiheyskenttien ratkaisusta. Kytkettyyn laskentaan kehitetyt menetelmät soveltuvat ajasta riippumattomien laskujen lisäksi palamalaskentaan ja aikariippuvaan transienttilaskentaan.  Väitöskirjassa kehitettyjä laskentamenetelmiä käytettiin esimerkkisovelluksena ydinpolttoaineen efektiivisen lämpötilan tutkimiseen. Nipputason neutronikuljetuslaskuissa tyypillisesti käytettävä yksinkertaistus on korvata ydinpolttoaineen monimutkainen lämpötilajakauma yhdellä efektiivisellä lämpötilalla, joka valitaan siten että mallinnuksesta saatavat tulokset vastaisivat mahdollisimman hyvin oikealla lämpötilaprofiililla saatavia tuloksia. Uudet menetelmät mahdollistivat tarkan vertailuratkaisun laskemisen oikeaa lämpötilaprofiilia käyttäen ja efektiivisten lämpötilamallien vaikutusten arvioinnin.
Description
Supervising professor
Tuomisto, Filip, Prof., Aalto University, Department of Applied Physics, Finland
Thesis advisor
Leppänen, Jaakko, Adj. Prof., VTT Technical Research Centre of Finland Ltd, Finland
Keywords
neutron transport, Monte Carlo, multi-physics, coupled calculation, reactor analysis, neutronikuljetus, multifysiikka, kytketyt ongelmat, reaktorimallinnus
Other note
Parts
  • [Publication 1]: V. Valtavirta, T. Viitanen and J. Leppänen, ”Internal neutronics–temperature coupling in Serpent 2”, Nuclear Science and Engineering, 177, pp. 193-202 (2014)
  • [Publication 2]: V. Valtavirta, V. Tulkki, J. Leppänen and T. Viitanen, ”The universal fuel performance code interface in Serpent 2”, In proc. TopFuel 2013, Charlotte, NC, Sept. 15–19, 2013, (2013)
  • [Publication 3]: V. Valtavirta, T. Ikonen, T. Viitanen and J. Leppänen, ”Simulating fast transients with fuel behavior feedback using the Serpent 2 Monte Carlo code”, In proc. PHYSOR 2014, Kyoto, Japan, Sept. 28–Oct. 3, 2014, (2014)
  • [Publication 4]: V. Valtavirta, M. Hessan and J. Leppänen, ”Delayed neutron emission model for time dependent simulations with the Serpent 2 Monte Carlo code – first results”, In proc. PHYSOR 2016, Sun Valley, ID, May 1–5, 2016, (2016)
  • [Publication 5]: V. Valtavirta, J. Leppänen and T. Viitanen, ”Coupled neutronics–fuel behavior calculations in steady state using the Serpent 2 Monte Carlo code”, Annals of Nuclear Energy, 100, Part 2, pp. 50–64 (2017).
    DOI: 10.1016/j.anucene.2016.10.015 View at publisher
  • [Publication 6]: V. Valtavirta and J. Leppänen, ”Estimating the effects of homogenized fuel temperature in group constant generation using Serpent 2”, Annals of Nuclear Energy, 105, pp. 79–94 (2017).
    DOI: 10.1016/j.anucene.2017.03.007 View at publisher
Citation