SCALE and SERPENT solutions of the OECD VVER-1000 LEU and MOX burnup computational benchmark

Mercatali, L.; Venturini, Alessandro; Daeubler, Miriam; Sánchez, V.

doi:10.1016/j.anucene.2015.03.036

Cited by 14 publications

(8 citation statements)

References 5 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…The OpenMC results of the present study were compared to the results of SERPENT code as well as the MCNP results (Mercatali et al 2015). The k inf values obtained by using OpenMC code are given in Tables 3 and 4 at zero burnup for both LEU and MOX fuel assembly, respectively.…”

Section: Infinite Multiplication Factormentioning

confidence: 99%

Neutronics and burnup analysis of VVER-1000 LEU and MOX assembly computational benchmark using OpenMC Code

Imtiaj¹,

Akter²,

Fardin³

et al. 2022

NUCET

View full text Add to dashboard Cite

A handful of computational benchmarks that incorporate VVER-1000 assemblies having low enriched uranium (LEU) and the mixed oxide (MOX) fuel have been put forward by many experts across the world from the Nuclear Energy Agency. To study & scrutinize the characteristics of one of the VVER-1000 LEU & MOX assembly benchmarks in different states were considered. In this work, the VVER-1000 LEU and MOX Assembly computational-benchmark exercises are performed using the OpenMC software. The work was intended to test the preciseness of the OpenMC Monte Carlo code using nuclear data library ENDF/B-VII.1, against a handful of previously obtained solutions with other computer codes. The kinf value obtained was compared with the SERPENT and MCNP result, which presented a very good similarity with very few deviations. The kinf variation with respect to burnup upto 40 MWd/kgHM was obtained for State-5 by using OpenMC code for both the LEU and MOX fuel assembly. The depletion curves of isotope concentrations against burnup upto 40 MWd/kg/HM were also generated for both the LEU and MOX fuel assembly. The OpenMC results are comparable with those of benchmark mean values. The neutron energy vs flux spectrum was also generated by using OpenMC code. Based on the OpenMC results such as kinf, burnup, isotope concentrations and neutron energy spectrum, it is concluded that the OPenMC code with ENDF/B-VII.1 nuclear data library was successfully implemented. It is planned to use OpenMC code for calculation of neutronics and burnup of the VVER-1200 reactor to be commissioned in Bangladesh by 2023/2024.

show abstract

Section: Infinite Multiplication Factormentioning

confidence: 99%

Neutronics and burnup analysis of VVER-1000 LEU and MOX assembly computational benchmark using OpenMC Code

Imtiaj¹,

Akter²,

Fardin³

et al. 2022

NUCET

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…Literatürde yapılan çalışmalarda, farklı metotları kullanan nükleer kod ve kütüphaneler yardımıyla VVER nükleer reaktörlerde uranyum yakıtlarının nötronik performansları incelenmiştir [1][2][3][4][5]. Khan ve ark.…”

Section: Gi̇ri̇ş (Introduction)unclassified

“…Marcatali vd. [5] tarafından VVER-1000 basınçlı su reaktörünün yakıt demetinin 1/6'sı için SERPENT ve SCALE kodları ile modern nükleer veri kütüphaneleri kullanılarak göreli güç dağılımı değerleri hesaplanmış ve elde edilen sonuçların birbirleri arasında kıyaslaması yapılmıştır. Dwiddar ve ark.…”

Section: Gi̇ri̇ş (Introduction)unclassified

UGD ve MOX Yakıtı Kullanılarak VVER-1000 Nükleer Reaktöründe Nötronik Ve Termal Performansın İncelenmesi

2021

View full text Add to dashboard Cite

Nükleer güç reaktörlerinin güvenlik ve tasarım özellikleri incelenirken nötronik karakteristiklerinin yanı sıra termal performansları da önemlidir. Bu çalışmada, iki farklı yakıt demeti düzenine sahip VVER-1000 reaktörünün nötronik ve termal performansları incelenmiştir. YD1 ve YD2 olarak isimlendirilen bu yakıt demeti düzenleri sırasıyla %3,7 zenginlikli LEU ve %3,6 zenginlikli LEU ile %4 Gd2O3Uranyum-Gadolinyum (UGD) bileşimi ve %2, %3, %4,2 Pu ve %3,6 zenginlikli LEU ile %4 Gd2O3 içeren (MOX) yakıt bileşiminden meydana gelmektedir. UGD ve MOXGD yakıt kullanımının kritiklik ve yanma sonunda yakıt bileşimi değişimleri üzerine etkileri MCNP5 ve MONTEBURNS2.0 nükleer kodu yardımıyla incelenirken COBRA-IV PC termal analiz kodu yardımıyla sıcak kanal boyunca soğutucu akışkana ait sıcaklık ve entalpi değişimleri irdelenmiştir. Bu çalışmadan elde edilen sonuçlar literatürde yer alan benzer çalışmalarla karşılaştırılmış ve ulaşılan bulguların literatürle uyum içerisinde olduğu görülmüştür.

show abstract

“…Marcatali vd. [7] tarafından VVER-1000 basınçlı su reaktörünün yakıt demetinin 1/6'sı için SERPENT ve SCALE kodları ile modern nükleer veri kütüphaneleri kullanılarak göreli güç dağılımı değerleri hesaplanmış ve elde edilen sonuçların birbirleri arasında kıyaslaması yapılmıştır. Etkin çoğaltma faktörü hesabında kodlar arasında gözlemlenen en büyük sapma değeri %1'in altında iken…”

Section: Gi̇ri̇ş (Introduction)unclassified

Investigation of Criticality and Relative Power Density Distribution in VVER-1000 Nuclear Power Reactor

2020

View full text Add to dashboard Cite

Nükleer güç reaktörlerinin tasarımının ve güvenle çalışmasının en önemli öğelerinden biri, kritiklik ve bağıl güç yoğunluk dağılımının incelenmesidir. Bu çalışmada VVER-1000'in kritiklik ve bağıl güç yoğunluk dağılımını içeren nötronik performans analizleri MCNP nötronik kod yardımıyla hesaplanmıştır. Dört farklı yakıt tipi için nötronik hesaplamalar gerçekleştirilmiştir. Her bir yakıt demeti için yapılan hesaplamalar sonucunda reaktör korunda kritiklik ve bağıl güç yoğunluk dağılımları elde edilmiştir. Bu çalışmada elde edilen sonuçlar literatürle karşılaştırılmış ve elde edilen kritiklik ve bağıl güç yoğunluk dağılımı değerlerinin birbirleriyle benzerlik gösterdiği görülmüştür.

show abstract

SCALE and SERPENT solutions of the OECD VVER-1000 LEU and MOX burnup computational benchmark

Cited by 14 publications

References 5 publications

Neutronics and burnup analysis of VVER-1000 LEU and MOX assembly computational benchmark using OpenMC Code

Neutronics and burnup analysis of VVER-1000 LEU and MOX assembly computational benchmark using OpenMC Code

UGD ve MOX Yakıtı Kullanılarak VVER-1000 Nükleer Reaktöründe Nötronik Ve Termal Performansın İncelenmesi

Investigation of Criticality and Relative Power Density Distribution in VVER-1000 Nuclear Power Reactor

Contact Info

Product

Resources

About

SCALE and SERPENT solutions of the OECD VVER-1000 LEU and MOX burnup computational benchmark

Cited by 14 publications

References 5 publications

﻿Neutronics and burnup analysis of VVER-1000 LEU and MOX assembly computational benchmark using OpenMC Code

﻿Neutronics and burnup analysis of VVER-1000 LEU and MOX assembly computational benchmark using OpenMC Code

UGD ve MOX Yakıtı Kullanılarak VVER-1000 Nükleer Reaktöründe Nötronik Ve Termal Performansın İncelenmesi

Investigation of Criticality and Relative Power Density Distribution in VVER-1000 Nuclear Power Reactor

Contact Info

Product

Resources

About

Neutronics and burnup analysis of VVER-1000 LEU and MOX assembly computational benchmark using OpenMC Code

Neutronics and burnup analysis of VVER-1000 LEU and MOX assembly computational benchmark using OpenMC Code