Validation of the Physical Parameters of Monte Carlo Code Openmc by Unk Code for Different VVER 1200 Fuel Assemblies
H. A. Tanash,
D. A. Solovyev,
V. G. Zimin,
A. A. Semenov,
N. V. Schukin,
B. .. Djaroum,
A. I. Al-Shamayleh https://doi.org/10.26583/gns-2021-03-06
Abstract
Новый код Монте-Карло под названием OpenMC был разработан Массачусетским технологическим институтом. В данной работе рассматривается проверка детерминированного транспортного кода решетки реактора OpenMC для различных типов тепловыделяющих сборок ВВЭР 1200. Трехмерная полная модель с обогащением по 3 урана 4,95%, 4,0% и 1,3% построена с использованием кода Монте-Карло для переноса частиц OpenMC. Значения эффективного коэффициента умножения () для свежего топлива с двумя конфигурациями топлива и конца жизненного цикла (EOL) выполнены для трех типов ТВС с разным обогащением и выполнены для каждого из девяти случаев; результаты показывают согласование с двумя другими кодами (Serpent и UNK). Значения интегральных параметров, рассчитанные OpenMC, сравнивались с кодом UNK, результат коэффициента диффузии показывает большое относительное отличие от UNK, поскольку метод кумулятивной миграции не реализован в коде OpenMC.
About the Authors
H. A. Tanash
National Research Nuclear University «MEPhI»
Russian Federation
Russian Federation
D. A. Solovyev
National Research Nuclear University «MEPhI»
Russian Federation
Russian Federation
V. G. Zimin
National Research Nuclear University «MEPhI»
Russian Federation
Russian Federation
A. A. Semenov
National Research Nuclear University «MEPhI»
Russian Federation
Russian Federation
N. V. Schukin
National Research Nuclear University «MEPhI»
Russian Federation
Russian Federation
B. .. Djaroum
National Research Nuclear University «MEPhI»
Russian Federation
Russian Federation
A. I. Al-Shamayleh
National Research Nuclear University «MEPhI»
Russian Federation
Russian Federation
References
1. V. G. Asmolov, I. N. Gusev, V. R. Kazanskiy, V. P. Povarov, and D. B. Statsura, "New generation first-of-the kind unit - VVER-1200 design features," Nucl. Energy Technol., vol. 3, no. 4,pp. 260-269, Dec. 2017.
2. S. B. Ryzhov et al., "VVER-Type Reactors of Russian Design," in Handbook of Nuclear Engineering, Springer US, 2010, pp. 2249-2320.
3. S. Dawahra, K. Khattab, and G. Saba, “Study the effects of different reflector types on the neutronic parameters of the 10 MW MTR reactor using the MCNP4C code," Ann. Nucl. Energy, vol. 85, pp. 1115-1118, Apr. 2015.
4. P. K. Romano, N. E. Horelik, B. R. Herman, A. G. Nelson, B. Forget, and K. Smith, "OpenMC: A State-of-the-Art Monte Carlo Code for Research and Development," Ann. Nucl. Energy, vol. 82, pp. 90-97, 2015.
5. E. Breismeister, J.F., "MCNP - A General Monte Carlo N-Particle Transport Code," Los Alamos, 1997.
6. J.Leppänen., Serpent - a Continuous-energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code. VTT Technical Research Centre of Finland, 2015.
7. В. Ф. Цибульский, В.Ф. Давиденко, "UNK программа детального расчета спектра в элементарной ячейке реактора," Нейтроника-97, 2008.
8. J. O. Zhaoyuan Liu a, Kord Smith a, Benoit Forget a, "Cumulative migration method for computing rigorous diffusion coefficients and transport cross sections from Monte Carlo," Ann. Nucl. Energy, vol. 112, pp. 507-516, 2018.
9. C. K. S. and M. S. M,"Burnup dependent Monte Carlo neutron physics calculations of IAEA MTR benchmark," Prog.Nucl.Energy, vol. 81, pp. 43-52, 2015.
Review
For citations:
Tanash H.A., Solovyev D.A., Zimin V.G., Semenov A.A., Schukin N.V., Djaroum B..., Al-Shamayleh A.I. Validation of the Physical Parameters of Monte Carlo Code Openmc by Unk Code for Different VVER 1200 Fuel Assemblies. Nuclear Safety. 2021;(3):62-67. (In Russ.) https://doi.org/10.26583/gns-2021-03-06
Views:
254
Email this article 