Show simple item record

Macroscopic cross section generation for high neutron leakage cores



dc.contributor.advisorSuk Pavel
dc.contributor.authorOndřej Petrášek
dc.date.accessioned2022-06-03T22:53:22Z
dc.date.available2022-06-03T22:53:22Z
dc.date.issued2022-06-03
dc.identifierKOS-1200668838705
dc.identifier.urihttp://hdl.handle.net/10467/101162
dc.description.abstractPro aktivní zóny reaktorů menších rozměrů je celozónový výpočet nodálními kódy zatížen větší nejistotou kvůli vyššímu podílu neutronů, které uniknou z aktivní zóny. Na přesnost výpočtů má vliv difúzní koeficient, resp. makroskopický účinný průřez pro transport, které popisují únik neutronů ze systému. Pokročilé metody pro výpočet difúzního koeficientu a jejich vliv na připravené knihovny jaderných dat a následné celozónové výpočty ve výpočetním kódu PARCS jsou analyzovány. Dále jsou v práci zkoumány vybrané výpočetní kódy pro přípravu jaderných dat: Triton, Polaris a Serpent. Srovnání výpočtů s použitím připravených knihoven s referenčními výpočty kódu Serpent ukazují, že některé kódy mají nedostatky v různých oblastech přípravy jaderných dat. Pro celozónové výpočty je dosaženo přijatelné shody koeficientů násobení mezi výpočty kódem PARCS s připravenými knihovnami a referenčními výpočty v kódu Serpent. Dále jsou analyzovány výpočty s vyhořením, kde jsou zkoumanými parametry kritická koncentrace kyseliny borité pro jednotlivé kroky vyhoření a rozložení výkonu na začátku vyhořívání, v kroku s nejvyšším nevyrovnáním výkonu a na konci vyhořívání.cze
dc.description.abstractFor small reactors there is a greater uncertainty in full-core calculations performed with nodal codes due to higher neutron leakage from core. The important parameter for neutron leakage evaulation is diffusion coefficient/transport macroscopic cross-section. These parameters describe neutron leakage from the core. There are several methods for diffusion coefficient generation. Calculations using XS libraries generated with different methods are performed with the PARCS code. Also 3 different codes for homogenized data preparation are used: Triton, Polaris and Serpent. Some issues in XS data preparation of codes are analyzed from the comparison of calculations with prepared XS libraries and the Serpent calculations. The agreement between PARCS full-core calculations and Serpent full-core calculations is acceptable for no-burnup calculations with comparable models. Then full-core burnup calculations are performed. Analyzed parameters are: critical boron concentration through the burnup steps and power distribution at the beginning of the burnup, for burnup step with the highest power peaking factor and at the end of the burnup.eng
dc.publisherČeské vysoké učení technické v Praze. Vypočetní a informační centrum.cze
dc.publisherCzech Technical University in Prague. Computing and Information Centre.eng
dc.rightsA university thesis is a work protected by the Copyright Act. Extracts, copies and transcripts of the thesis are allowed for personal use only and at one?s own expense. The use of thesis should be in compliance with the Copyright Act http://www.mkcr.cz/assets/autorske-pravo/01-3982006.pdf and the citation ethics http://knihovny.cvut.cz/vychova/vskp.htmleng
dc.rightsVysokoškolská závěrečná práce je dílo chráněné autorským zákonem. Je možné pořizovat z něj na své náklady a pro svoji osobní potřebu výpisy, opisy a rozmnoženiny. Jeho využití musí být v souladu s autorským zákonem http://www.mkcr.cz/assets/autorske-pravo/01-3982006.pdf a citační etikou http://knihovny.cvut.cz/vychova/vskp.htmlcze
dc.subjectMakroskopická jaderná datacze
dc.subjectmetody výpočtu difúzního koeficientucze
dc.subjectSCALEcze
dc.subjectSerpentcze
dc.subjectNuScalecze
dc.subjectcelozónový výpočetcze
dc.subjectPARCScze
dc.subjectMacroscopic cross-sectionseng
dc.subjectmethods for diffusion coefficient calculationeng
dc.subjectSCALEeng
dc.subjectSerpenteng
dc.subjectNuScaleeng
dc.subjectfull-core calculationeng
dc.subjectPARCSeng
dc.titlePříprava makroskopických účinných průřezů pro reaktory s vysokým únikem neutronůcze
dc.titleMacroscopic cross section generation for high neutron leakage coreseng
dc.typediplomová prácecze
dc.typemaster thesiseng
dc.contributor.refereeLovecký Martin
theses.degree.disciplineJaderné reaktorycze
theses.degree.grantorkatedra jaderných reaktorůcze
theses.degree.programmeJaderné inženýrstvícze


Files in this item




This item appears in the following Collection(s)

Show simple item record