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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
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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
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Serpent tutorial: input example
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Serpent tutorial
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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
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Isotopic identifications: isotopic densities
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Put (-) before mass fraction
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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)
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Isotopic identifications: thermal data
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Doppler broadening
• Temperature cross-sections can be adjusted using the keyword “tmp”
• Always use a value above the initial data:
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Geometry: pin cell example
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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.
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Geometry definition in Serpent:
Geometry is defined in terms of regions (or volumes) bounded by surfaces (plans, quadratic, etc.)
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Geometry definition in Serpent:
Some useful surfaces for reactor calculations:
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Geometry definition in general MC codes: Similar to MCNP5, KENO6, etc.
Some MCNP5 surface definition:
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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)
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Geometry definition:
Example of simple cell definitions
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Geometry definition:
Example of simple cell definitions
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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!)
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Simulation:
Similar to the KCODE card in MCNP
Main parameters: number of neutrons/cycle, number of cycle, number of skipped cycles
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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.)
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Output file:
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