Cross section generation and neutronic calculations with nodal methods

Abstract

Bu tezin amacı, difuzyon hesaplamalarında kullanmak ic¸in n ¨ otron tesir kesitlerinin ve ¨difuzyon katsayısının bulunması amacıyla analitik nodal ve Mo ¨ nte Carlo tekniklerinden karma bir metot elde etmektir. Notronik hesapların yapılması ic¸in Los Alamos ¨Ulusal Laboratuvarı'nda gelis¸tirilen genel amac¸lı Monte Carlo transport kodu MCNP(Monte Carlo N-Particle) kullanıldı. Geometry modeli yapıldı ve notron akısı ve ¨reaksiyon oranı bilgileriyle notron c¸o ¨ galma katsayısının elde edilmesi ic¸in MCNP ˘kodu kullanıldı. Bu sonuc¸lar nodal kod ic¸in homojenles¸tirilmis¸ nod tesir kesitlerininelde edilmesinde kullanıldı. Bu analizde degis¸tirilmis¸ bir grup teori kullanan nodal ˘difuzyon denklemleri levha ve silindirik geometry ic¸in t ¨ uretildi ve her bir nodun dif ¨ uz- ¨yon katsayısının belirlenmesi analizinde kullanıldı. Nukleer reakt ¨ or analizinde hızlı ve ¨dogru hesaplama ˘ onemli oldu ¨ gundan n ˘ ukleer reakt ¨ or analizinde t ¨ um kor dif ¨ uzyon ¨hesaplamaları ic¸in hızlı ve guvenilir bir s¸ekilde tesir kesiti ¨ uretimi metodu gelistirdik. ¨Anahtar Sozc ¨ ukler: ¨ Nodal yontemler, MCNP, n ¨ otronik hesaplamalar, tesir ¨kesiti uretimi. ¨Danıs¸man: Doc¸. Dr. Mehmet Tombakoglu, Hacettepe ˘ Universitesi, N ¨ ukleer ¨Enerji Muhendisli ¨ gi B ˘ ol¨ um¨ u, N ¨ ukleer Enerji M ¨ uhendisli ¨ gi Anabilim Dalı

The objective of this thesis is to use analytical nodal method and Monte Carlo technique to obtain a hybrid method in order to generate neutron cross sections and diffusion coefficients used in diffusion type of calculations. The Monte Carlo code MCNP(Monte Carlo N-Particle) which is a general purpose Monte Carlo transport code developed in Los Alamos National Laboratory is used for neutronic calculations. Theslab geometry model is generated and used in MCNP to obtain cell neutron fluxes andreaction rates as well as multiplication factor. These results were used for obtaininghomogenized node cross sections for each node. Nodal diffusion equations, which usemodified one group theory, for slab and cylindrical geometry are derived and utilizedin the analysis to determine diffusion coefficients of each node. Since it is important tomake fast and accurate calculation in nuclear reactor analysis, we developed a methodto perform fast and reliable cross section generation process for full core diffusioncalculation for nuclear reactor analysis.Keywords: Nodal Methods, MCNP, neutronic calculations, cross-sectiongeneration.Advisor: Assoc. Prof. Mehmet Tombakoglu, Hacettepe University, Depart- ˘ment of Nuclear Engineering, Nuclear Engineering Section