Details

Данное исследование посвящено нейтронно-физическому анализу в нормальных условиях эксплуатации (НОУ) и оценке выгорания (ВЯ) для начальной загрузки топлива реактора ВВЭР-1200 с использованием кода Монте-Карло Serpent. В то время как реактор ВВЭР-1200 анализировался в различных исследованиях, основанных на Монте-Карло, исследования, основанные на Serpent, в основном были сосредоточены на моделях отдельных топливных сборок, которые не в полной мере отражают гетерогенность активной зоны. Для устранения этого ограничения была разработана реалистичная модель, включающая шесть топливных сборок с различным обогащением урана, которая была проверена с использованием других литературных данных в условиях НУУ. Верифицированная модель затем использовалась для анализа нейтронного потока и распределения мощности. Кроме того, моделирование ВЯ проводится для отслеживания изменений эффективного коэффициента размножения (keff), изменений состава топлива, полных скоростей реакций и общей реактивности в течение 1500 суток. Основная причина изменений keff исследована с помощью шестифакторной формулы, и введена новая методология на основе детектора для получения параметров шестифакторной формулы, что снижает ошибки аналоговой оценки. Результаты показывают, что использование нескольких топливных сборок обеспечивает более точное представление поведения активной зоны и использования топлива, подтверждая пригодность Serpent как надежного инструмента для анализа реакторов ВВЭР-1200. Дальнейшие исследования могут расширить эту модель для анализа переходных сценариев, включая маневрирование мощностью и аварийные ситуации, для оценки запасов безопасности реактора и возможностей реагирования.

This study focuses on the neutronic analysis under normal operating conditions (NOC) and burnup (BU) evaluation for the initial fuel loading of the VVER-1200 reactor using the Serpent Monte Carlo code. While various Monte Carlo-based studies have analyzed the VVER-1200 reactor, Serpent-based research has primarily focused on single fuel assembly models, which do not fully represent core heterogeneity. To address this limitation, a realistic model incorporating six fuel assemblies with different uranium enrichments is developed and verified with other literature results under NOC. The verified model is then used to analyze neutron flux and power distribution. Furthermore, BU simulation is conducted to track effective multiplication factor (keff) variations, fuel composition changes, total reaction rates, and overall reactivity over 1,500 days. The underlying reason for keff changes is examined using the six-factor formula, and a new detector-based methodology is introduced to obtain six-factor formula parameters, reducing errors in analog estimation. Results show that using multiple fuel assemblies provides a more accurate representation of core behavior and fuel utilization, validating Serpent as a reliable tool for VVER-1200 analysis. Future research could extend this model to analyze transient scenarios, including power maneuvering and accident conditions, to assess reactor safety margins and response capabilities.

• LIST OF TABLES
• LIST OF FIGURES
• ACRONYMS AND ABBREVIATIONS
• INTRODUCTION
• 1. LITERATURE REVIEW
• 2. VVER-1200 REACTOR CORE AND FUEL
  • 2.1. The Design Basics
  • 2.2. VVER-1200 (AES-2006) Core Design
  • 2.3. Fuel Assembly and Fuel Element
• 3. MODEL DESCRIPTION AND METHODOLOGY
  • 3.1. Essential Reactor Physics Parameters
    • 3.1.1. Infinite and Effective Multiplication Factor
    • 3.1.2. Reactivity
    • 3.1.3. Neutron Poisons
    • 3.1.4. Neutron Flux and Reaction Rate
    • 3.1.5. Burnup
  • 3.2. Computational Tools
    • 3.2.1. Monte Carlo Method
    • 3.2.2. Introduction to Serpent
  • 3.3. Reactor State Description
    • 3.3.1. Normal Operating Conditions
    • 3.3.2. Burnup Evaluation
  • 3.4. Material Composition Calculation
    • 3.4.1. Mass Fraction
    • 3.4.2. Density
  • 3.5. Assumptions and Approximations in Serpent Simulations
  • 3.6. Computational Setup
• 4. RESULTS AND DISCUSSION
  • 4.1. Neutronic Analysis Under Normal Operating Conditions
    • 4.1.1. Neutron Flux Energy Spectrum
    • 4.1.2. Macroscopic Cross-sections
    • 4.1.3. Spatial Neutron Flux Distribution
    • 4.1.4. Fuel Assembly Power Distribution
  • 4.2. Burnup Effects on Neutronic Parameters and Fuel Composition
    • 4.2.1. Evaluation of keff, ρ, and 135Xe Transients
    • 4.2.2. Mass Evolution of Actinide Composition
    • 4.2.3. Burnup Dependence of Six-Factor Formula Parameters
    • 4.2.4. Limitations of Two-Group Structure in Monte Carlo Method
• CONCLUSION
• REFERENCES
• APPENDIX A: Serpent Input File (NOC)
• APPENDIX B: Serpent Input File (BU)