The Investigation of the Sensitivity of Monte Carlo Simulation Results to Modelling Approaches for Nuclear Reactor Cores

Authors : Mohammad ALLAF, Senem ŞENTÜRK LÜLE, Üner ÇOLAK

Pages : 110-115

Doi:10.31590/ejosat.1065944

View : 46 | Download : 13

Publication Date : 2022-08-31

Article Type : Research Paper

Abstract :Monte Carlo benzetimleri, modelleme uygun şekilde yapılırsa söz konusu sistemin nötronik tepkisinin tahmininde doğru sonuçlar verir. Yakıt elemanlarında geometri ve bölünebilir malzeme bileşimlerinin dağılımının modellenmesinde kullanılabilecek yaklaşımlarının duyarlılığı İTÜ TRIGA Mark II Araştırma Reaktörü kullanılarak araştırılmıştır. Dairesel veya altıgen kafes kullanarak kalpteki yakıt elemanı konumlarını belirleme yöntemi bir durum, yakıt elemanlarındaki malzeme bileşimlerinin grup olarak toplanması için üç farklı yöntem diğer bir durum olarak değerlendirilmiştir. Böylece, sıklıkla bu yaklaşımları kullanan deterministik kodların da duyarlılığı araştırılmıştır. Doğrulama çalışması, hem MCNP hem de Serpent Monte Carlo kodlarının sonuçlarının deneysel verilere iyi bir uyum sağladığını göstermiştir. Yakıt bileşiminin farklı şekillerde ele alınmasının sonuçları önemli ölçüde etkilemediği (reaktivitede maksimum 11,1 cent) gözlenmiştir. Ancak yakıt elemanı konum modelleme yaklaşımının etkisi daha belirgindir (reaktivitede maksimum 1 $). Sonuçlardaki bu sapmalar, küçük kapatma marjlarına sahip reaktörlerin nükleer güvenlik değerlendirmelerini etkileyebilir. Deterministik kodların kullanıcılarının, kalpteki geometri ve yakıt bileşimindeki basitleştirmelerin sonuçlarda önemli ölçüde sapmaya neden olacağı gerçeğinin farkında olması gerektiği sonucuna varılmıştır.
Keywords : Kritiklik, Monte Carlo, Nötronik Analiz, TRIGA Mark II, Serpent, MCNP, Geometrik Modelleme, Yakıt Bileşimi Modellemesi

ORIGINAL ARTICLE URL