Assessing reactor physics codes capabilities to simulate fast reactors on the example of the BN-600 Benchmark

Abstract

This work aims to assess the capabilities of reactor physics codes (initially validated for thermal reactors) to simulate fast sodium cooled reactors. The BFS-62-3A critical experiment from the BN-600 Hybrid Core Benchmark Analyses was chosen for the investigation. Monte-Carlo codes (KENO from SCALE and SERPENT 2.1.23) and the deterministic diffusion code DYN3D-MG are applied to calculate the neutronic parameters. It was found that the multiplication factor and reactivity effects calculated by KENO and SERPENT using the ENDF/B-VII.0 continuous energy library are in a good agreement with each other and with the measured benchmark values. Few-groups macroscopic cross sections, required for DYN3D-MG, were prepared in applying different methods implemented in SCALE and SERPENT. The DYN3D-MG results of a simplified benchmark show reasonable agreement with results from Monte-Carlo calculations and measured values. The former results are used to justify DYN3D-MG implementation for sodium cooled fast reactors coupled deterministic analysis.Untersuchung der Berechnung schneller Reaktoren mit reaktorphysikalischen Programmen am Beispiel des BN-600 Benchmarks. Dieser Beitrag untersucht die Anwendbarkeit von reaktorphysikalischen Programmen, die für thermische Reaktoren validiert sind, für schnelle Natriumgekühlte Reaktoren. Dazu wurde das Experiment BFS-62-3A der BN-600 Hybrid-Core Benchmarkanalysen ausgewählt und nachgerechnet. Dazu wurden Rechnungen mit den Monte-Carlo-Codes KENO von SCALE und SERPENT 2.1.23 und dem deterministischen Diffusionsprogramm DYN3D-MG durchgeführt und die Ergebnisse verglichen. Es zeigte sich, dass der Multiplikationsfaktor und die Reaktivitätseffekte, die mit KENO und SERPENT unter zur Hilfenahme der ENDF / B-VII.0 Bibliothek gut untereinander und gut mit den Messwerten übereinstimmen. Für die Berechnungen mit DYN3D-MG müs-sen Gruppen makroskopischer Querschnitte vorab berechnet werden. Diese Daten wurden mit SCALE und SERPENT unter Anwendung unterschiedlicher Methoden, bestimmt. Die damit durchgeführten DYN3D-MG Ergebnisse eines vereinfachten Benchmarks zeigten eine gute Übereinstimmung mit den Ergebnissen der Monte-Carlo-Rechnungen und mit den Messwerten. Aus diesen Ergebnissen wird abgeleitet, dass Anwendung von DYN3D-MG bei natriumgekühlten schnellen Reaktoren möglich ist.

Monte Carlo Simülasyon Sonuçlarının Nükleer Reaktör Kalp Modelleme Yaklaşımlarına Duyarlılığının Araştırılması

“…Besides, a comparison between MCNP and TRIPOLI on calculating the multiplication factor for two different core configurations was presented by Henry et al (2015) where Monte Carlo methodology showed a better performance than the deterministic approach in simulating the neutronic behavior. On the other hand, deterministic codes are proved to be less computational time demanding (Ivanov et al, 2016). Time requirements and the available computational power needed to simulate a physical phenomenon is always an issue.…”