Vázquez, Francisco M. (2011) Modelos de cálculo de transporte en celdas. / Cell calculations transport models. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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| PDF (Tesis) Español 1780Kb |
Resumen en español
El esquema de cálculo de reactores más común resuelve el problema estático a partir de especificaciones de diseño (geometría y materiales) y de datos nucleares. En una primera instancia, se realizan cálculos con gran detalle geométrico y en energía utilizando métodos de transporte. Esta etapa se conoce como cálculo de celda, y culmina con la generación de una biblioteca de constantes a pocos grupos que son utilizadas para caracterizar los materiales en el cálculo de núcleo. En esta segunda etapa, generalmente se resuelve la geometría completa del núcleo mediante un cálculo de difusión. Este método es menos costoso desde el punto de vista computacional ya que supone un tratamiento menos detallado de las variables angulares, espaciales y energética. No se trata el problema de generación de bibliotecas de trabajo que precede al cálculo de celda. Esto se debe a que es posible obtener resultados comparativos utilizando las bibliotecas disponibles como un input en nuestras cadenas de cálculo. El enfoque adoptado es de tipo pragmático y se orienta a los resultados. No por ello se dejará de hacer referencia a los métodos de cálculo de cada código y las hipótesis involucradas. Se recomienda al lector tener conocimientos básicos de física de reactores ya que los fundamentos de la teoría se dan por sabidos con el fin de agilizar la lectura. En este trabajo se recorre entonces la generación de secciones eficaces a pocos grupos y su implementación en un cálculo de núcleo con el fin de comparar los resultados de un código Monte Carlo y otro de Probabilidades de Colisión. Se pretende además caracterizar los métodos con el fin de evaluar la utilización de un método combinado en ciertas regiones de la celda que requieran un tratamiento particular. Se eligió trabajar sobre los combustibles del RA-6 ya que éstos poseen venenos quemables externos a la matriz que contiene el material físil. En ellos, el autoapantallamiento espacial es considerable y por ende se producen fuertes gradientes de flujo neutrónico que pueden afectar los resultados del cálculo de celda.
Resumen en inglés
The most frequently performed reactor calculation scheme solves the static problem after design specifications (geometry & materials) and nuclear data information are provided. The first step is called cell calculation and it deals in great detail with the geoemtry and energy variables of the transport equation. The outcome is a set of homogenized and condensed few group constants which describe materials in core calculations. This is the second step in nuclear calculations and the codes used for such task generally solve the multigroup neutron diffusion equation in the whole core. It is an inexpensive calculation from a computational point of view since the angular, spatial and energy dependence are simplified and problem-oriented. Throughout the text there are no remarks on the generation of nuclear data libraries from evaluated nuclear files. Nonetheless, comparative results can be achieved by using those libraries as input in our current calculation lines. The approach adopted here is pragmatic and oriented to results. However, a brief description of the methods and hypothesis involved in the calculations will be made. Previous knowledge of reactor physics is highly recommended as the theoretical background will not be derived in order to streamline reading of the text. In this work, the homogenization and condensation of few group constants is performed as explained above with the aim of comparing results between a Monte Carlo and a Collision Probability cell calculation. RA-6 fuel assemblies were chosen in order to study self-shielding effects in external burnable absorbers. The flux gradients occurring in such fuels may affect the results in cell calculations and therefore require thorough examination and study.
| Tipo de objeto: | Tesis (Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Monte Carlo Method; Método de Monte Carlo; RA-6 reactor; Reactor RA-6; Cell calculation; Cálculo de celda; Collision probability; Probabilidades de Colisión; Burnable absorbers; Venenos quemables |
| Referencias: | [1] R.J.J. Stamm’ler and M.J. Abbate. Methods of Steady-State Reactor Physics in Nuclear Design. Academic Press, 1983. [2] J. Leppänen. Development of a new monte carlo reactor physics code. 2007. [3] E. Villarino. CONDOR V2.5 Calculation Package. [4] V. V. Tebin and M. S. Yudkevich. Generalize subgroup approach to calculating the resonant absortion of neutrons. 1986. [5] J. Leppänen. PSG2 / Serpent - A Continuous-energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code v1.1.7. [6] E. R. Woodcock. Techniques used in the GEM code for monte carlo neutronics calculations in reactors and other systems of complex geometry. 1965. [7] C. Maeder and P. Wydler. International comparison calculations for a BWR lattice with adjacent gadolinium pins, 1984. [8] D. E. Cullen. How accurately can we calculate thermal systems? 2004. [9] S. P. Bazzana and J. I. Márquez Damián. RA-6 reactor: water reflected, water moderated U(19.77)3Si2-Al fuel plates. IEU-COMP-THERM-013, 2010. [10] J. Leppänen. Burnup calculation capability in the PSG2 / sserpent monte carlo reactor physics code. 2009. [11] E. M. Lopasso. Parámetros de núcleo fresco a 1 MW. Informe Técnico CNEACAB ITA 06 NBX 0 425, . [12] E. M. Lopasso. Gestión de núcleo a 1 MW y parámetros de seguridad. Informe Técnico CNEA-CAB ITA 06 NBX 0 456, . [13] F. Albornoz. Cálculos de celda con el código CONDOR 2.5. Informe Técnico CNEA-CAB 47/003/07. [14] E. Villarino and F. Leszczynski. Numerical benchmarks for MTR fuel assemblies with burnable poison. [15] D. Ferraro and E. Villarino. Calculations for a BWR lattice with adjacent gadolinium pins using the monte carlo cell code serpent v.1.1.7. |
| Materias: | Ingeniería nuclear > Física de reactores |
| Divisiones: | Energía nuclear > Ingeniería nuclear > Física de reactores y radiaciones |
| Código ID: | 291 |
| Depositado Por: | Marisa G. Velazco Aldao |
| Depositado En: | 21 Sep 2011 10:04 |
| Última Modificación: | 21 Sep 2011 10:04 |
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