Inclusion of specific geometry of the beryllium blocks (basic components of the core lattice) in the computational model of MARIA reactor

Marek Migdal

Abstract

This thesis entitled Inclusion of specific geometry of beryllium blocks (basic components of core lattice) in the computational model of MARIA was to analyze alternative, compared to currently used, computational model of the basic unit cell of MARIA reactor core. For this purpose, the accuracy of the calculations of neutron flux and the effective multiplication factor was performed with use of the proposed and existing computational model. This analysis was based on comparisons with the exact model of the unit cell of the core. The first chapter is a general description of the Maria research reactor, located and used in the National Centre for Nuclear Research. It describes core of the reactor, cooling system ducts and fuel elements, as well as the matrix of the reactor core, which is characteristic and distinguishes it from other reactors. The second chapter deals with the Monte Carlo method and the methods of determining the neutron flux (and quantities derived from it) in reactor environment. Neutron transport equation is introduced. This chapter also discusses briefly the history of the Monte Carlo method, the pattern of action method uses and a comparison with deterministic methods of solving the transport equation. The third chapter describes three computational models of the basic cell of MARIA reactor core. The first is a simplified model used so far, the second is a model with the exact geometry, and last is the model representing a simplified model with proposed improvements. The fourth chapter contains comparative calculation of the three models described in the previous section. These were the neutron calculations performed with MCNP simulation code which constitutes the execution of the Monte Carlo method. The fifth chapter provides a summary of the work and includes proposals for the applicability of the proposed model and of any further analysis.  
Diploma typeMaster of Science
Author Marek Migdal WMEiL
Marek Migdal,,
- Faculty of Power and Aeronautical Engineering
Title in PolishUwzględnienie specyfiki geometrii bloków berylowych (elementów składowych matrycy rdzenia) w modelu obliczeniowym reaktora MARIA
Supervisor Grzegorz Niewiński ITC
Grzegorz Niewiński,,
- The Institute of Heat Engineering
Certifying unitFaculty of Power and Aeronautical Engineering (FPAE)
Affiliation unitThe Institute of Heat Engineering (IHE)
Study subject / specializationEnergetyka (Power Engineering)
Languagepl polski
StatusFinished
Defense Date26-06-2013
Issue date (year)2013
Pages68
Internal identifierMEL-PD-002246
Reviewers Grzegorz Niewiński ITC
Grzegorz Niewiński,,
- The Institute of Heat Engineering
, Konrad Świrski ITC
Konrad Świrski,,
- The Institute of Heat Engineering
Keywords in PolishMonte Carlo, MCNP, reaktory badawcze, MARIA  
Keywords in Englishxxx
Abstract in PolishNiniejsza praca magisterska pt. Uwzględnienie specyfiki geometrii bloków berylowych (elementów składowych matrycy rdzenia) w modelu obliczeniowym reaktora MARIA miała na celu analizę dokładności obliczeń za pomocą stosowanego dotychczas i alternatywnego, modelu obliczeniowego podstawowej komórki składowej rdzenia reaktora MARIA. W tym celu wykonano analizę dokładności obliczeń strumieni neutronów i efektywnego współczynnika mnożenia za pomocą alternatywnego i dotychczasowego modelu obliczeniowego. Analizę tę przeprowadzono na podstawie porównań z dokładnym modelem komórki podstawowej rdzenia. Rozdział pierwszy to ogólny opis reaktora badawczego MARIA, który znajduje się w Narodowym Centrum Badan Jądrowych. Opisany jest rdzeń reaktora, kanały obiegu chłodzenia oraz elementy paliwowe, a także matryca rdzenia reaktora, która jest charakterystyczna i wyróżnia go na tle innych reaktorów. Rozdział drugi traktuje o metodzie Monte Carlo i o metodach wyznaczania strumienia neutronów (i wielkości pochodnych) w ośrodkach reaktorowych. Wprowadzone zostaje równanie transportu neutronów. W rozdziale tym omówiono również pokrótce historię metody Monte Carlo, jej schemat działania i porównano ją z metodami deterministycznymi rozwiązywania równania transportu. W rozdziale trzecim opisano trzy modele obliczeniowe podstawowej komórki rdzenia reaktora MARIA. Pierwszy z nich to model uproszczony używany dotychczas, drugi to model o dokładnej geometrii, a ostatni to właśnie model stanowiący propozycję ulepszenia modelu uproszczonego. W rozdziale czwartym zawarto obliczenia porównawcze trzech modeli opisanych w poprzednim rozdziale. Były to obliczenia neutronowe przeprowadzone za pomocą kodu obliczeniowego MCNP stanowiącego realizację metody Monte Carlo. Piąty rozdział stanowi podsumowanie pracy i zawarte są w nim wnioski dotyczące stosowalności proponowanego modelu i ewentualnych dalszych analiz.  
File
Praca dyplomowa magisterska - Marek Migdal nr albumu 211399.pdf (file archived - login or check accessibility on faculty) Praca dyplomowa magisterska - Marek Migdal nr albumu 211399.pdf 1.94 MB


Back