ene6953a a brief serpent tutorial - polytechnique montréal · 3d monte carlo code specially...

1

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

ENE6953A

A brief Serpent tutorial

Serpent tutorial

  3D Monte Carlo code specially designed for lattice physics calculations   Homogenization   Burnup calculation

  Similar in some aspects to many Monte Carlo codes   point-wise cross sections (ACE format)   Universe-based geometry model (KENO/MCNP/TART…)   Classical lattices (PWR/BWR, cluster, hexagonal) are

directly available

  See the website for examples, documentation, forum, etc: http://montecarlo.vtt.fi/

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

2

Serpent tutorial

  Analog Monte Carlo simulation: sufficient in most of reactor physics application

 Delta-tracking method combined with the regular ray tracing method (parametrized with a threshold DT in [0,1])

 Collision estimator for detector calculations

  Keff estimates:   Analog (generation-wise)   Collision   Absorption=implicit

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

3

Serpent tutorial: input example

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

4

Serpent tutorial

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

5

Isotopic identifications:   Isotopes are given through ZAId numbers

  ZZZAAA.xxc numbers

  ZZZAAA: 6-digits   ZZZ: atomic number Z   AAA: atomic mass A   Ex: U235=> 092235, or simply 92235   : H1 => 1001

  xx is corresponding to the temperature at which the cross sections were produced

  03.c: 300 K, 06.c: 600 K, 09c: 900 K, etc…

  See the document SSS_ACE_JEFF31 for assign #3 ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

6

Isotopic identifications: isotopic densities

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

7

  Put (-) before mass fraction

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

8

Isotopic identifications: mass fractions

 When atoms (hydrogen in water, deuterium in heavy water, etc.) are molecularly bound, binding affects energy loss in collision experienced by slow neutrons.

  Special cross-sections are required ( S(α,β) data)

  See the document SSS_THERMAL for thermal data (JEFF3.1 section for assign #3)

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

9

Isotopic identifications: thermal data

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

10

Doppler broadening

•  Temperature cross-sections can be adjusted using the keyword “tmp”

•  Always use a value above the initial data:

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

11

Geometry: pin cell example

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

12

Geometry definition:

  SERPENT geometric model is a classic in Monte Carlo codes

 Universe-based model permits to divide in several level the geometry

  Example: 1.  Universe (1): pin cell 2.  Universe (2): assembly fuel lattice, filled by universe (1) 3.  Universe (3): lattice of assembly fuels, filled by (2) 4.  Real reactor : (3)+reflector+ baffle, etc.

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

13

Geometry definition in Serpent:

 Geometry is defined in terms of regions (or volumes) bounded by surfaces (plans, quadratic, etc.)

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

14

Geometry definition in Serpent:

  Some useful surfaces for reactor calculations:

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

15

Geometry definition in general MC codes:   Similar to MCNP5, KENO6, etc.

  Some MCNP5 surface definition:

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

16

Geometry definition:

 Cells are then defined by a set of positive and negative surfaces   Positive surface number: cell is located “inside”   Negative surface number: neutorn is located “outside”

  In MCNP: logical operator permit to define complicated shapes (union, intersection, complementary)

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

17

Geometry definition:

  Example of simple cell definitions

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

18

Geometry definition:

  Example of simple cell definitions

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

19

Geometry definition:

  SERPENT provides derived surface types for lattice calculations:

  Pin cards

  Lattices: regular, hexagonal, cluster

  To be used for the assignment (see the documentation!)

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

20

Simulation:

  Similar to the KCODE card in MCNP

 Main parameters: number of neutrons/cycle, number of cycle, number of skipped cycles

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

21

  Bc 2: reflective bc

  gcu: universe for group constant generation (spatial homogenization)

  Sym: symetry for group constant generation

  Nfg: energy directive for energy condensation

  Pop: MC parameters

  Plot & mesh : picture of the geometry

Running SERPENT:

  In doppler/boltzmann computer

  ./rserpent input_file

 Output files:   .png (geometry and mesh)   Det.m (if detector card defined)   .out : check of the geometry and materials   .seed: seed used by the RNG   Input_file.m: contains the important results (Keff, group

constants, etc.)

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

22

Output file:

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

23

Output file:

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

24

Output file:

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

25

Output file:

ENE6953A: méthodes numériques pour le génie nucléaire

26