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Development of a 3-D neutron transport solver for AZNHEX code

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dc.contributor.author Campos Muñoz, Alejandro
dc.date.accessioned 2021-10-15T23:48:31Z
dc.date.available 2021-10-15T23:48:31Z
dc.date.created 2020-12-16
dc.date.issued 2021-10-13
dc.identifier.citation Campos Muñoz, Alejandro. (2020). Development of a 3-D neutron transport solver for AZNHEX code (Maestría en Ciencias Fisicomatemáticas). Instituto Politécnico Nacional, Sección de Estudios de Posgrado e Investigación, Escuela Superior de Física y Matemáticas, México. es
dc.identifier.uri http://tesis.ipn.mx/handle/123456789/29635
dc.description Tesis (Maestría en Ciencias Fisicomatemáticas), Instituto Politécnico Nacional, SEPI, ESFM, 2020, 1 archivo PDF, (108 páginas). tesis.ipn.mx es
dc.description.abstract RESUMEN: Con el innegable aumento en las emisiones de gases de efecto invernadero por parte del sector energético, la generación de electricidad por medio de fuentes limpias es imperativo. Como parte del desarrollo de la tecnología nuclear los reactores cuyos ensambles tengan geometría con sección transversal de corte hexagonal, por ejemplo los reactores SFR, es necesario el desarrollo de herramientas computacionales fiables para su análisis y diseño. En este trabajo de tesis se desarrolló un módulo de transporte basado en el método de Ordenadas Discretas para el código AZNHEX de la Plataforma AZTLAN. El módulo de cálculo numérico AZNHEXT está desarrollado en el lenguaje de programación Fortran 95, y se desarrolló paralelamente una herramienta de post-procesamiento en Python 2.7. Las características principales del módulo son: transporte de neutrones en multigrupos, coordenadas hexagonales-3D, estado estacionario, utilización de una transformación de Gordon-Hall, aplicación del método nodal RTN − 0 Discontinuo para la discretización espacial y la aproximación SN para la dicretización angular. El módulo de transporte se verificó con cuatro problemas benchmark: los modelos de reactores SNR-300, KNK, VVER-440 yVVER-000. Los valores pedidos son el factor de multiplicación efectivo, valor de barras de control y distribución del flujo escalar de neutrones. El valor de keff para el problema SNR-300 con AZNHEXT S2 es de1.01568 con un error de 34pcm con respecto al código HEXNODNT. El valor de keff para los 3 diferentes casos del problema KNK con AZNHEXT S8 es de1.09504, 0.98169 y 0.87563 para los casos 1, 2 y 3, respectivamente; difieren en 30, 173 y 497 pcm, respectivamente, con respecto al código MOCA. El CRW del problema KNK con AZNHEXT S8 es de 2.2919 × 10 − 1 con un error de 1170 pcm. El valor de keff para el problema VVER-440 con AZNHEXT S2 es de1.01088 con un error de 43 pcm con respecto al código ANC-H. El valor de keff para el problema VVER-1000 con AZNHEXT S2 es de1.048058 con un error de 128 pcm con respecto al código DYN3D. Pasando a la distribución del flujo escalar de neutrones, en todos los problemas simulados se tuvieron buenos resultados que concuerdan con los resultados reportados. Con los resultados obtenidos se pudo verificar de forma satisfactoria el módulo AZNHEXT y alienta a seguir con el desarrollo de esta herramienta con nuevos problemas para modelar y capacidades de cálculo. ABSTRACT: With the undeniable raise of the green house gases emissions from energy production sector, electric power generation by clean sources is mandatory. As partof the deployment of the nuclear reactor technology of cores with assemblies of geometrical hexagonal cross section, like SFRs, is necessary to develop reliable computational tools forits analysis and design. In this thesis a neutron transport module based on the Discrete Ordinates method for the AZTLAN Platform code AZNHEX. The numeric module AZNHEXT is developed in the programming language Fortran 95, and in parallel a post-processing tool was made in Python 2.7. The main features of the module are: multigroup neutron transport calculation, hexagonal-Z 3D geometries, steady-state, usage of a Gordon-Hall transformation, RTN − 0 Discontinuous method for spatial discretization, and SN approximation for angular discretization. The transport module was verified with four benchmark problems: the SNR-300, KNK, VVER-440 and VVER-1000 nuclear reactors models. The requested values in this benchmarks were the effective multiplication factor, control rod worth, and scalar neutron flux distributions. The keff value computed with AZNHEXT S2 for the SNR-300 problem is 1.01568 with an error of 34 pcm compared to HEXNOD NT. The keff values computed with AZNHEXT S8 for the 3 cases of the KNK benchmark are 1.09504, 0.98169, and 0.87563 for cases 1, 2 y 3, respectively; with an error of 30, 173 y 497pcm,respectively compared to MOCA code. The keff value computed with AZNHEXT S2 for the VVER-440 problem is 1.01088 with an error of 43 pcm compared to ANC-Hcode. The keff value computed with AZNHEXT S2 for the VVER-1000 problem is 1.048058 with an error of 128 pcm compared to DYN3D code. Regarding to the neutron flux distributions, all cases gave satisfactory results that are in good agreement with the values reported in the benchmark problems. With the obtained results the transport module AZNHEXT was satisfactory verified and pushes the efforts to new verifications and further calculation capabilities. es
dc.language.iso en_US es
dc.subject Neutron es
dc.subject Equation es
dc.subject Geometry es
dc.title Development of a 3-D neutron transport solver for AZNHEX code es
dc.type TESIS es
dc.contributor.advisor Gómez Torres, Armando Miguel
dc.contributor.advisor Del Valle Gallegos, Edmundo


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