Předkládaná diplomová práce pojednává o využití a validaci výpočetního kódu Serpent pro výpočty podkritičnosti a dále pro stanovení systematické chyby pro reaktory s palivem TRISO, kterou by následně bylo možné porovnat se systematickou chybou pro reaktory VVER. V práci jsou nastíněny základy reaktorové fyziky, dále pak popsány příkazy kódu Serpent a nastíněno fungování reaktoru HTGR, který je nejtypičtějším reaktorem využívajícím palivo TRISO. Vybrané úlohy s palivem TRISO jsou namodelovány pro získání systematické chyby a následně je tato chyba porovnána s chybou pro reaktory VVER.
Anotace v angličtině
This diploma thesis deals with the use and the validation of Serpent computation code for criticality safety calculations and for the determination of the systematic bias for TRISO fuel reactors, which could then be compared with the systematic bias for VVER reactors. The work outlines the basics of reactor physics, then describes Serpent code input and outlines the operation of the HTGR reactor, which is the most typical reactor using TRISO fuel. Selected tasks with TRISO fuel are modeled to obtain a systematic bias and that is compared with the bias for VVER reactors.
Předkládaná diplomová práce pojednává o využití a validaci výpočetního kódu Serpent pro výpočty podkritičnosti a dále pro stanovení systematické chyby pro reaktory s palivem TRISO, kterou by následně bylo možné porovnat se systematickou chybou pro reaktory VVER. V práci jsou nastíněny základy reaktorové fyziky, dále pak popsány příkazy kódu Serpent a nastíněno fungování reaktoru HTGR, který je nejtypičtějším reaktorem využívajícím palivo TRISO. Vybrané úlohy s palivem TRISO jsou namodelovány pro získání systematické chyby a následně je tato chyba porovnána s chybou pro reaktory VVER.
Anotace v angličtině
This diploma thesis deals with the use and the validation of Serpent computation code for criticality safety calculations and for the determination of the systematic bias for TRISO fuel reactors, which could then be compared with the systematic bias for VVER reactors. The work outlines the basics of reactor physics, then describes Serpent code input and outlines the operation of the HTGR reactor, which is the most typical reactor using TRISO fuel. Selected tasks with TRISO fuel are modeled to obtain a systematic bias and that is compared with the bias for VVER reactors.
Výpočetní kódy v bezpečnostních analýzách podkritičnosti musí být validované vůči benchmarkům z mezinárodní databáze ICSBEP, tj. je určena systematická chyba koeficientu násobení. Cílem práce je analýza možnosti použití nového výpočetního kódu Serpent pro reaktory typu VVER. Popis databáze ICSBEP, modelování a výpočet vybraných benchmarkových úloh s palivem VVER transportním kódem Serpent a modelový příklad analýzy podkritičnosti pro demonstraci použití systematické chyby výpočetního kódu.
Seznamte se s výpočetním kódem Serpent a s metodikou výpočtů kritičnosti.
Proveďte srovnání výpočtů kritičnosti vybraných benchmarkových úloh z databáze ICSBEP. Zaměřte se na srovnání paliv různých obohacení a typů paliva.
Stanovte systematickou chybu výpočetního kódu Serpent pro reaktory s palivem TRISO pro různé knihovny jaderných dat (ENDF/B, JEFF, JENDL, BROND). Srovnejte ji se známou systematickou chybou pro palivo VVER.
Zásady pro vypracování
Výpočetní kódy v bezpečnostních analýzách podkritičnosti musí být validované vůči benchmarkům z mezinárodní databáze ICSBEP, tj. je určena systematická chyba koeficientu násobení. Cílem práce je analýza možnosti použití nového výpočetního kódu Serpent pro reaktory typu VVER. Popis databáze ICSBEP, modelování a výpočet vybraných benchmarkových úloh s palivem VVER transportním kódem Serpent a modelový příklad analýzy podkritičnosti pro demonstraci použití systematické chyby výpočetního kódu.
Seznamte se s výpočetním kódem Serpent a s metodikou výpočtů kritičnosti.
Proveďte srovnání výpočtů kritičnosti vybraných benchmarkových úloh z databáze ICSBEP. Zaměřte se na srovnání paliv různých obohacení a typů paliva.
Stanovte systematickou chybu výpočetního kódu Serpent pro reaktory s palivem TRISO pro různé knihovny jaderných dat (ENDF/B, JEFF, JENDL, BROND). Srovnejte ji se známou systematickou chybou pro palivo VVER.
Seznam doporučené literatury
J. Leppänen, Serpent a Continuous-energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code, Users Manual, 2015.
International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments, NEA/NSC/DOC(95)03, 2014.
J. C. Dean, R. W. Tayloe, Guide for Validation of Nuclear Criticality Safety Calculational Methodology, NUREG/CR-6698, 2001.
P. Dostál, Validace programu MCNP pro výpočty kritických parametrů reaktoru VR-1, diplomová práce, FJFI ČVUT v Praze, 2010.
Seznam doporučené literatury
J. Leppänen, Serpent a Continuous-energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code, Users Manual, 2015.
International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments, NEA/NSC/DOC(95)03, 2014.
J. C. Dean, R. W. Tayloe, Guide for Validation of Nuclear Criticality Safety Calculational Methodology, NUREG/CR-6698, 2001.
P. Dostál, Validace programu MCNP pro výpočty kritických parametrů reaktoru VR-1, diplomová práce, FJFI ČVUT v Praze, 2010.