Application of OpenMC code to VVER-1000 MOX Сore computational benchmark
D. A. Plotnikov,
V. L. Romanenko,
D. A. Solovyev,
V. G. Zimin,
I. A. Molev,
V. N. Kudratov,
S. I. Ivaxin,
B. Djaroum https://doi.org/10.26583/gns-2025-03-03
EDN: HJDXDQ
Abstract
This paper presents the results of numerical modeling of the VVER-1000 benchmark with a mixed loading of uranium and MOX fuel, developed by the Nuclear Energy Agency of the Organisation for Economic Co-operation and Development (NEA OECD), using the OpenMC code. OpenMC is a Monte Carlo-based neutron transport simulation code that employs Python as a user interface. The neutron cross sections for various nuclides required for the calculations are obtained from the ENDF/B-VII.1 and ENDF/B-VIII.0 evaluated nuclear data libraries. The use of two different nuclear data versions made it possible to assess the sensitivity of key neutronic parameters of the VVER-1000 reactor to the choice of cross-section libraries. Calculated values of the effective multiplication factor and fission reaction rates in the fuel assemblies for several stationary reactor states are compared with benchmark results obtained using MCU, RADAR, and MCNP codes (published by the NEA OECD and, in particular, by researchers from the Turkish Atomic Energy Authority). Additionally, a cross-verification of the results is carried out using an independent model of the VVER-1000 benchmark developed in the Serpent code. The results demonstrate good agreement with other high-precision codes and confirm the correctness of the OpenMC and Serpent models. The presented methodology is applicable for further modeling and analysis of new core configurations in various reactor systems
About the Authors
D. A. Plotnikov
National Research Nuclear University MEPhI
Russian Federation
Russian Federation
Postgraduate
V. L. Romanenko
National Research Nuclear University MEPhI
Russian Federation
Russian Federation
Engineer
D. A. Solovyev
National Research Nuclear University MEPhI
Russian Federation
Russian Federation
Assistant Professor
V. G. Zimin
National Research Nuclear University MEPhI
Russian Federation
Russian Federation
Assistant Professor
I. A. Molev
National Research Nuclear University MEPhI
Russian Federation
Russian Federation
Engineer
V. N. Kudratov
National Research Nuclear University MEPhI
Russian Federation
Russian Federation
Postgraduate
S. I. Ivaxin
National Research Nuclear University MEPhI
Russian Federation
Russian Federation
Postgraduate
B. Djaroum
National Research Nuclear University MEPhI
Russian Federation
Russian Federation
Postgraduate
References
1. Kalugin M.A., Oleinik D.S., Shkarovsky D.A. Overview of the MCU Monte Carlo Software Package. Annals of nuclear energy. 2015;82:54–62. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2014.08.032
2. Briesmeister J.F. MCNP – A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 4C. Los Alamos National Laboratory, 2000. Technical Report LA-13709-M. Available at: https://mcnp.lanl.gov/pdf_files/TechReport_2000_LANL_LA-13709-M_Briesmeisterothers.pdf (accessed: 03.02.2025).
3. Romano P.K., Horelik N.E., Herman B.R., Nelson A.G., Forget B., Smith A.* OpenMC: A state-of-the-art Monte Carlo code for research and development. Annals of Nuclear Energy. 2015;82:90–97. https://doi.org/10.1051/SNAMC/201406016
4. Gomin E., Kalugin M., Oleynik D. VVER 1000 MOX Core Computational Benchmark: Specification and Re-sults, NEA/NSC/DOC(2005)17. OECD, 2006. https://doi.org/10.1787/oecd_papers v6 art12 en
5. Leppänen J. Serpent – A Continuous energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code. VTT Tech-nical Research Centre of Finland, 2015. Available at: https://serpent.vtt.fi/download/Serpent_manual.pdf (accessed: 07.02.2025).
6. Танаш Х.А., Соловьëв Д.А., Щукин Н.В., Зимин В.Г., Лобарев А.Л., Плотников Д.А. Выбор алгоритма выго-рания в OpenMC на примере расчетного бенчмарка сборки LEU и MOX-топлива ВВЭР-1000. Глобальная ядерная безопасность.2023;1(46):79–91. https://doi.org/10.26583/gns-2023-01-07
7. Şentürk Lüle S., Özdemir L., Erdoğan A. Application of CNUREAS and MCNP5 codes to VVER 1000 MOX Core Computational Benchmark. Progress in Nuclear Energy. 2015;85:454–461. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2015.07.007
Review
Рассмотрена статья «Применение кода OpenMC для бенчмарка ВВЭР-1000 со смешанной загрузкой уранового и МОКС-топлива».
Статья посвящена расчетному моделированию процессов, протекающих в реакторе ВВЭР-1000. Актуальность проблемы обусловлена необходимостью прогнозировать поведение ядерных установок в различных условиях и оценивать их безопасность и эффективность. Целью работы является проверка качества модели активной зоны совместно с выгородкой и корпусом для реактора ВВЭР-1000, разработанной ранее в коде OpenMC.
Название статьи соответствует её содержанию. Аннотация структурирована и отражает основные вопросы, затронутые в статье.
Авторы корректно ссылаются на аналогичные работы в данной предметной области, проанализировано достаточное количество источников.
Методы исследования выбраны, исходя из общепринятых практик математического моделирования ядерно-физических процессов. Воспроизведение результатов возможно при условии доступа исследователя к прецизионным кодам OpenMC или Serpent.
Исследование решает именно ту проблему, которая поставлена авторами в начале работы. Результаты исследования соответствуют выводам, сделанным авторами.
Статья написана строгим техническим языком, орфографические и пунктуационные ошибки отсутствуют. Строго и корректно употребляются термины, приводятся нормативные ссылки.
В бенчмарк-тесте рассчитано 6 различных состояний активной зоны реактора, расчетная база достаточна для получения значимых результатов. Полученные авторами результаты сравниваются с результатами аналогичных исследований, проводимых ранее и опубликованных в других работах. Проведенное сравнение позволяет сделать вывод о высоком качестве расчетов: так, стандартное отклонение при расчете эффективного коэффициента размножения не превышает 0,017 % (ОpenMC) и 0,016% (Serpent). В качестве эталона взяты результаты, полученные НИЦ «Курчатовский институт» с помощью программы MCU. По сравнению с эталоном полученные отклонения от MCU не превышают 1 %.
Кроме того, авторами были получены средние значения скоростей реакции деления в тепловыделяющих сборках и относительные отклонения в процентах от значений, полученных по MCU. Результаты сравнений визуализированы для различных расчетных состояний.
В качестве вывода констатируется, что результаты расчетов, полученные авторами с применением кодов OpenMC и Serpent, показывают хорошее согласие с результатами расчетов, полученных по кодам MCU, MCNP и RADAR. Таким образом, разработанная модель активной зоны корректна и может быть использована в дальнейших исследованиях.
В связи с этим считаю, что статья обладает несомненной научной ценностью для перспективной атомной энергетики и может быть опубликована в журнале «Глобальная ядерная безопасность» при условии добавления в статью иллюстрации и корректировки аннотации в соответствии с замечаниями выше.
Рецензент:
к.э.н., доцент кафедры информационных
и управляющих систем ВИТИ НИЯУ МИФИ О.Ф. Цуверкалова
For citations:
Plotnikov D.A., Romanenko V.L., Solovyev D.A., Zimin V.G., Molev I.A., Kudratov V.N., Ivaxin S.I., Djaroum B. Application of OpenMC code to VVER-1000 MOX Сore computational benchmark. Nuclear Safety. 2025;15(3):26-35. (In Russ.) https://doi.org/10.26583/gns-2025-03-03. EDN: HJDXDQ
Views:
24
Email this article 