Skip to content
Licensed Unlicensed Requires Authentication Published by De Gruyter August 27, 2019

VVER-1000 fuel assembly model in CAD-based unstructured mesh for MCNP6

CAD-basiertes Modell eines VVER-1000 Brennelements mit einem unstrukturierten Gitter für MCNP6-Berechnungen
M. Lovecký, J. Závorka and J. Vimpel
From the journal Kerntechnik

Abstract

Geometry models for Monte Carlo transport codes have been using standard constructive solid geometry (CSG). The standard approach is using analytical equations for defining surfaces from which spatial cells are constructed. However, this approach can be quite time consuming and possibly error prone for complex models. Monte Carlo transport codes are continuously developed, one of the paths is using CAD-based mesh geometry. MCNP6 features unstructured meshes (UM) created with Abaqus/CAE as geometry description. Attila4MC package for creation of UM geometry from CAD model can be used for MCNP6 models. VVER-1000 fuel assembly model in UM geometry was created for TVSA-T.mod.2 fuel type. Basic validation of the model was performed, initially for criticality calculations. In the future, the model will be used for criticality safety analyses, preparation of boundary conditions for diffusion codes and radiation shielding analyzes of spent fuel transport and storage facilities.

Kurzfassung

Geometriemodelle für Monte-Carlo-Transportcodes verwenden eine standardisierte konstruktive Festkörpergeometrie (CSG). Dieser Standardansatz besteht darin, analytische Gleichungen zur Definition von Oberflächen zu verwenden, aus denen Raumzellen aufgebaut werden. Dieser Ansatz kann jedoch recht zeitaufwendig und bei komplexen Modellen möglicherweise fehleranfällig sein. Monte Carlo Transportcodes werden kontinuierlich weiterentwickelt, einer der Wege ist die Verwendung einer CAD-basierten Gittergeometrie. MCNP6 verfügt über unstrukturierte Netze (UM), die mit Abaqus/CAE als Geometriebeschreibung erstellt wurden. Das Attila4MC-Paket zur Erstellung der UM-Geometrie aus dem CAD-Modell kann für MCNP6-Modelle verwendet werden. Das Brennelementmodell eines VVER-1000 in UM-Geometrie wurde unter Verwendung von Brennelementen des Typs TVSA-T.mod.2 erstellt. Es wurde eine grundlegende Validierung des Modells durchgeführt, zunächst für Kritikalitätsberechnungen. In Zukunft wird das Modell für Kritikalitätssicherheitsanalysen, zur Erstellung von Randbedingungen für Diffusionscodes und Abschirmungsanalysen von Transport- und Lagerbehältern für abgebrannte Brennelemente verwendet werden.


E-mail:

References

1 Pelowitz, D. B.: MCNP6 User's Manual, Version 1. Los Alamos National Laboratory, Report LA-CP-13-00634, Revision 0, Los Alamos, 2013Search in Google Scholar

2 Abaqus 6.11 Theory Manual. Dassault Systèmes, 2011Search in Google Scholar

3 Attila User's Manual. Varex Imaging, Gig Harbor, 2017Search in Google Scholar

4 Brown, D. A.; Chadwick, M. B.; Capote, R.; et al.: ENDF/B-VIII.0: The 8th major release of the nuclear reaction data library with CIELO-project cross sections, New standards and thermal scattering data. Nuclear Data Sheets148 (2018) 114210.1016/j.nds.2018.02.001Search in Google Scholar

5 Martz, R. L.; KuleszaJ. A.: Verification and validation of unstructured mesh tracking in the MCNP code version 6.2. Los Alamos National Laboratory, LA-UR-17-22660, 2017Search in Google Scholar

6 Häußler, A.; Fischer, U.; Warmer, F.: Verification of different Monte Carlo approaches for the neutronics analysis of a stellarator. Fusion Engineering and Design124 (2017) 1207121010.1016/j.fusengdes.2017.04.010Search in Google Scholar

7 Burke, T. P.; Martz, R. L.; Kiedrowski, B. C.; MartinW. R.: Verification of unstructured mesh capabilities in MCNP6 for reactor physics problems. Los Alamos National Laboratory, LA-UR-12-24260, 201210.2172/1049351Search in Google Scholar

Published Online: 2019-08-27
Published in Print: 2019-09-16

© 2019, Carl Hanser Verlag, München