Multigroup cross-section generation by using Monte Carlo technique (MCNP code)
Monte Carlo tekniği kullanarak birden fazla grup tesir kesitlerinin üretilmesi
- Tez No: 269861
- Danışmanlar: PROF. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Monte Carlo, MCNP5, WIMSD5, Transport teori, Difüzyon teori, LWRs, PBMR, tesir kesiti, difüzyon sabiti, Monte Carlo, MCNP5, WIMSD5, Transport theory, Diffusion theory, LWRs, PBMR, cross sections, diffusion coefficients
- Yıl: 2009
- Dil: İngilizce
- Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 128
Özet
Bu çalışmada, transport çözümüne eşdeğer difüzyon çözümünü sağlayacak iki grup difüzyon parametrelerini üretmek için transport eşdeğer difüzyon modeli geliştirilmiştir. Monte Carlo benzeşim kodu MCNP5 kullanılarak iki grup ortalama hücre tesir kesitlerini üretmek için standart hücre homojenleştirme tekniği kullanılmıştır. MCNP5' de sürekli enerji tesir kesitleri kullanılarak elde edilen sonuçlar birim hücre kodu WIMD5 kullanılarak elde edilen sonuçlarla karşılaştırılmıştır. Ortalama hücre tesir kesitleri sorunsuz bir şekilde üretilebilmektedir. Ancak, difüzyon katsayısının üretiminde zorlukların bulunmasıyla birlikte, bölgesel reaksiyon hızlarını, akı şeklini ve kısmi akımları sağlayacak difüzyon katsayılarının üretilmesi gerekmektedir. Bu tezde, bilinmeyen difüzyon katsayılarının, aranılan parametreler olarak verildiği difüzyon denkleminin analitik çözümü model problemler için çözülmekte ve transport çözümüyle uyuşması sağlanmaktadır. Böylece, model, difüzyon katsayılarını belirlemek için kullanılan bir minimizasyon problemi olarak ortaya konmuştur.İki bölge bir boyutlu değerlendirme problemi kullanarak tekniğin hesaplama gücü gösterildi. Elde edilen sonuçlar birim hücre kodu WIMSD5 kullanılarak elde edilen sonuçlarla karşılaştırıldı. Elde edilen sonuçlar ışığında, hafif su reaktörleri için NEA/NSC/DOC(2007)23 adlı teknik raporda tanımlanmış iki boyutlu birim hücre ve bir boyutlu yakıt-demeti/reflektör problemleri için iki grup difüzyon sabitleri ve tesir kesitleri üretildi. Son olarak, Çakıl Yataklı Modüler Reaktör için bir boyutlu kalp modeli kullanılarak iki grup difüzyon parametreleri üretildi. İki grup difüzyon parametreleri paketleme oranının fonksiyonu olarak elde edildi.
Özet (Çeviri)
In this study, the transport equivalent diffusion model was developed to determine two-group diffusion parameters in order to obtain diffusion equation solution which is equivalent to transport solution. The standard cell homogenization technique is used to generate region-wise two-group cell averaged macroscopic cross sections by using MCNP5 Monte Carlo simulation code. The results are obtained by using continues energy cross section sets and MCNP5 code and compared with the cross section sets generated by lattice code WIMSD5. The cell averaged cross section generation is not problematical. But, the diffusion coefficient calculation is not straight forward and need to be determined in order to satisfy region wise reaction rates as well as flux shape and partial currents. In this thesis, the analytical solution of diffusion equation with unknown diffusion coefficients introduced as search parameters are solved to satisfy transport solution of the model problems. Hence, the model is introduced as if a minimization problem to determine unknown diffusion coefficients.The power of the technique was demonstrated using two-region slab geometry benchmark problem. Obtained results, diffusion coefficients and group parameters, were compared with WIMSD5 results. In the light of results, region-wise two-group diffusion coefficients and macroscopic cross sections were generated for 2-D pin-cell model and 1-D assembly/reflector model of LWRs defined in NEA/NSC/DOC(2007)23. Finally, two-group diffusion equation parameters were generated for 1-D core model of Pebble Bed Modular Reactor (PBMR). Two group diffusion equation parameters were generated and analyzed as a function of packing fraction.
Benzer Tezler
- RBMK ve CANDU tipi reaktörlerde boşluk katsayısı etkisinin nötronik açıdan incelenmesi
Study of the positive void coefficient effects being neutronic for RBMK and CANDU type reactors
MEHTAP YALÇINKAYA
Yüksek Lisans
Türkçe
1998
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Bilimler Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. HASAN SAYGIN
- 600 MWe gücünde PWR tipi bir nükleer reaktör kalp öndizayn analizi
Başlık çevirisi yok
FARZAD REZAEİ BASHARAT
- Neutronic calculations of research reactors
Araştırma reaktörlerine dair nötronik hesaplamalar
AYHAN YÜKSEL
Yüksek Lisans
İngilizce
2003
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU
- Referans örgülerin ENDF/ B-VI, JEF-2.2 ve TENDL-3 verileri ile analizi
Analysis of Benchmark Lattices with ENDF/B-VI, JEF-2.2 and JENDL-3 Data
MEHMET SAĞLAM
Yüksek Lisans
Türkçe
1995
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DR. CEMAL NİYAZİ SÖKMEN
- Çok gruplu çarpışma olasılıklı integral transport yöntemi ile hızlı spektrum hesabı
Fast spectrum colculation with integral transport method
GÜLİSTAN ALTAY