Continuous Energy Monte Carlo Calculations of Randomly Distributed Spherical Fuels in High-Temperature Gas-Cooled Reactors Based on a Statistical Geometry Model

1996 ◽  
Vol 123 (1) ◽  
pp. 96-109 ◽  
Author(s):  
Isao Murata ◽  
Takamasa Mori ◽  
Masayuki Nakagawa
Keyword(s):  
Monte Carlo ◽  
High Temperature ◽  
Statistical Geometry ◽  
Geometry Model ◽  
Monte Carlo Calculations ◽  
Continuous Energy ◽  
High Temperature Gas

Towards a Monte Carlo simulation of a pebble bed type high temperature gas cooled reactor using Geant4

2021 ◽  
pp. 108868
Author(s):  
A.C. Cilliers ◽  
S.H. Connell ◽  
J. Conradie ◽  
M.N.H. Cook ◽  
M. Laassiri ◽  
...  
Keyword(s):  
Monte Carlo Simulation ◽  
Monte Carlo ◽  
High Temperature ◽  
Pebble Bed ◽  
High Temperature Gas

scholarly journals Monte Carlo Analysis of the Battery-Type High Temperature Gas Cooled Reactor

2017 ◽  
Vol 38 (4) ◽  
pp. 209-227
Author(s):  
Marcin Grodzki ◽  
Piotr Darnowski ◽  
Grzegorz Niewiński
Keyword(s):  
Monte Carlo ◽  
High Temperature ◽  
Nuclear Data ◽  
Computer Code ◽  
Monte Carlo Analysis ◽  
Reactor Physics ◽  
Reactor Model ◽  
Reactor Graphite ◽  
Reference Design ◽  
High Temperature Gas

Abstract The paper presents a neutronic analysis of the battery-type 20 MWth high-temperature gas cooled reactor. The developed reactor model is based on the publicly available data being an ‘early design’ variant of the U-battery. The investigated core is a battery type small modular reactor, graphite moderated, uranium fueled, prismatic, helium cooled high-temperature gas cooled reactor with graphite reflector. The two core alternative designs were investigated. The first has a central reflector and 30×4 prismatic fuel blocks and the second has no central reflector and 37×4 blocks. The SERPENT Monte Carlo reactor physics computer code, with ENDF and JEFF nuclear data libraries, was applied. Several nuclear design static criticality calculations were performed and compared with available reference results. The analysis covered the single assembly models and full core simulations for two geometry models: homogenous and heterogenous (explicit). A sensitivity analysis of the reflector graphite density was performed. An acceptable agreement between calculations and reference design was obtained. All calculations were performed for the fresh core state.

scholarly journals Prediction calculations for the first criticality of the HTR-PM using the PANGU code

2021 ◽  
Vol 32 (9) ◽  
Author(s):  
Ding She ◽  
Bing Xia ◽  
Jiong Guo ◽  
Chun-Lin Wei ◽  
Jian Zhang ◽  
...  
Keyword(s):  
Monte Carlo ◽  
High Temperature ◽  
Power Plant ◽  
Uncertainty Analysis ◽  
Nuclear Data ◽  
High Fidelity ◽  
Pebble Bed ◽  
Input Model ◽  
High Temperature Reactor ◽  
High Temperature Gas

AbstractThe high-temperature reactor pebble-bed module (HTR-PM) is a modular high-temperature gas-cooled reactor demonstration power plant. Its first criticality experiment is scheduled for the latter half of 2021. Before performing the first criticality experiment, a prediction calculation was performed using PANGU code. This paper presents the calculation details for predicting the HTR-PM first criticality using PANGU, including the input model and parameters, numerical results, and uncertainty analysis. The accuracy of the PANGU code was demonstrated by comparing it with the high-fidelity Monte Carlo solution, using the same input configurations. It should be noted that keff can be significantly affected by uncertainties in nuclear data and certain input parameters, making the criticality calculation challenge. Finally, the PANGU is used to predict the critical loading height of the HTR-PM first criticality under design conditions, which will be evaluated in the upcoming experiment later this year.

Modeling Agglomeration Behavior in High Temperature Gas–Solid Fluidized Beds via Monte Carlo Method

2017 ◽  
Vol 56 (4) ◽  
pp. 1112-1121 ◽  
Author(s):  
Qiang Shi ◽  
Zhengliang Huang ◽  
Musango Lungu ◽  
Zuwei Liao ◽  
Jingdai Wang ◽  
...  
Keyword(s):  
Monte Carlo ◽  
High Temperature ◽  
Monte Carlo Method ◽  
Fluidized Beds ◽  
High Temperature Gas

scholarly journals ANALISIS LAJU DOSIS NEUTRON TERAS RGTT200K DENGAN MCNP5

2016 ◽  
Vol 17 (2) ◽  
pp. 107 ◽  
Author(s):  
Suwoto Suwoto ◽  
Zuhair Zuhair
Keyword(s):  
Monte Carlo ◽  
High Temperature ◽  
Group Structure ◽  
International Commission ◽  
Radiological Protection ◽  
Pyrolitic Carbon ◽  
High Temperature Gas

ANALISIS LAJU DOSIS NEUTRON TERAS RGTT200K DENGAN MCNP5. Disain koseptual teras reaktor RGTT200K (Reaktor berpendingin Gas Temperatur Tinggi) berdaya 200 MWth yang mampu untuk kogenerasi. Teras reaktor berbentuk silinder non anular yang mengadopsi teknologi HTGR (High Temperature Gas-cooled Reactor) berbahan bakar kernel partikel berlapis TRISO dalam bentuk pebble dan berpendingin gas helium. Temperatur keluaran panas gas helium teras reaktor RGTT200K dirancang pada kisaran 950°C dengan temperatur masukan sekitar 625°C. Karena mampu untuk kogenerasi, di samping menghasilkan listrik, reaktor RGTT200K  menghasilkan panas temperatur tinggi yang dapat digunakan untuk penelitian panas proses lainnya. Bahan bakar RGTT200K berbentuk pebble (bola) yang berisikan kernel partikel berlapis TRISO yang berupa uranium oksida (UO2) diperkaya 10%. Lapisan TRISO terdiri 4 lapisan yaitu lapisan-lapisan:  karbon berpori,  karbon pirolitik dalam (IPyC, Inner Pyrolitic Carbon), Silikon Karbida (SiC) dan karbon pirolitik luar (OPyC, Outer Pyrolitic Carbon). Perhitungan laju dosis neutron pada teras RGTT200K dilakukan menggunakan program Monte Carlo MCNP5v1.2 yang memanfaatkan file data nuklir ENDF/B-VII, JENDL-4 dan JEFF-3.1 pada temperatur operasi Tkernel=1200K dan pada kondisi kecelakaan Tkernel=1800K. Pemodelan heterogenitas ganda pada kernel bahan bakar partikel berlapis TRISO dan pada bahan bakar pebble. Dengan memanfaatkan program EGS99304, jumlah struktur group energi yaitu 640 (SAND-II group structure) digunakan dalam perhitungan spektrum dan fluks neutron reaktor RGTT200K. Teras reaktor RGTT200K dibagi dalam 25 zona (5 zona arah radial dan 5 arah aksial). Perisai biologis reaktor RGTT200K menggunakan spesifikasi material beton dari LANL-USA. Perhitungan laju dosis neutron yang dipancarkan oleh sumber neutron dengan kartu tally F4 yang tersedia dalam program Monte Carlo yang dinormalisasi terhadap kuat sumber neutron reaktor RGTT200K. Distribusi laju dosis neutron ditentukan menggunakan faktor konversi flux-to-dose dari International Commission on Radiological Protection (ICRP). Hasil perhitungan laju dosis neutron dengan faktor konversi ICRP-74 untuk pekerja radiasi pada arah radial di bagian ujung luar perisai biologis pada temperatur operasi masing-masing adalah : 7,99; 14,30 dan 5,66 µSv/jam,  untuk ENDF/B-VII, JENDL-4 dan JEFF-3.1, sedangkan untuk kondisi kecelakaan laju dosis neutron masing-masing diperoleh: 8,77; 5,71 dan 10,70 µSv/jam. Perhitungan dengan file JENDL-4 perlu dikaji ulang, karena hasilnya tidak ada konsistensi. Dari hasil analisis tersebut tampak bahwa perisai biologis telah memenuhi standar keselamatan radiasi yang disyaratkan, khususnya untuk perhitungan laju dosis neutron dengan file ENDF/B-VII kedua kondisi operasi reaktor RGTT200K di bawah nilai standar persyaratan yaitu 10 µSv/jam (20 mSv/thn), sesuai dengan Perka BAPETEN No. 4 tahun 2013. Namun demikian untuk pemenuhan persyaratan keselamatan radiasi yang tinggi, maka ketebalan perisai biologis dari material beton untuk RGTT200K disarankan ketebalannya harus lebih dari 100 cm.

scholarly journals ANALISIS KUAT SUMBER NEUTRON DAN PERHITUNGAN LAJU DOSIS NEUTRON TERAS AWAL RDE

2017 ◽  
Vol 23 (1) ◽  
Author(s):  
Suwoto Suwoto ◽  
Hery Adrial ◽  
Zuhair Zuhair
Keyword(s):  
Monte Carlo ◽  
High Temperature ◽  
Group Structure ◽  
International Commission ◽  
Radiological Protection ◽  
Pyrolitic Carbon ◽  
High Temperature Gas

Teras reaktor RDE (Reaktor Daya Eksperimental) berbentuk silinder non anular, mengadopsi teknologi HTGR (High Temperature Gas-cooled Reactor) berbahan bakar kernel partikel berlapis TRISO dalam bentuk bola (pebble) dan berpendingin gas helium. Desain teras reaktor RDE ini mengadopsi teknologi reaktor temperatur tinggi HTGR dengan keselamatan inherent pasif yang sangat aman. Temperatur keluaran panas gas helium teras reaktor RDE dirancang pada kisaran 700°C dengan temperatur masukan sekitar 250°C. Di samping menghasilkan listrik, reaktor RDE didisain menghasilkan panas temperatur tinggi yang dapat digunakan untuk keperluan kogenerasi lainnya (penelitian panas proses lainnya). Bahan bakar pada RDE berbentuk bola yang berisikan kernel partikel berlapis TRISO yang berupa uranium oksida (UO2) berpengkayaan 17%. Lapisan TRISO terdiri 4 lapisan yaitu lapisan karbon penyangga berpori, lapisan karbon pirolitik bagian dalam (IPyC, Inner Pyrolitic Carbon), lapisan Silikon Karbida (SiC) dan lapisan pirolitik karbon bagian luar (OPyC, OuterPyrolitic Carbon). Analisis kuat sumber dan perhitungan awal laju dosis neutron pada teras RDE dilakukan menggunakan program Monte Carlo MCNP5v1.2. Pemodelan heterogenitas ganda pada bahan bakar kernel partikel berlapis TRISO dan pada bahan bakar bola pada teras RDE. Dengan memanfaatkan program EGS99304, jumlah struktur group energi yaitu 640 (SAND-II group structure) digunakan dalam perhitungan spektrum neutron pada reaktor RDE. Teras reaktor RDE dibagi dalam 100 zona (10 arah radial dan 10 arah aksial). Analisis hasil perhitungan menunjukkan bahwa kuat sumber neutron reaktor RDE sebesar 8,47027X1017 neutron/sekon. Distribusi laju dosis neutron ditentukan menggunakan faktor konversi fluks ke dosis neurton dari International Commission on Radiological Protection, ICRP dan NCRP. Hasil perhitungan awal laju dosis neutron dengan faktor konversi ICRP-21 dan NCRP-38 untuk pekerja radiasi pada arah radial di perisai biologis sudah melemah memberikan nilai masing-masing sebesar 6,69915 µSv/jam dan 6,9964 µSv/jam pada posisi 215 cm dari pusat teras RDE, sehingga pekerja radiasi aman dan terlindungi dari radiasi sesuai dengan persyaratan Perka Bapeten  No. 04 tahun 2013 tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi Dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir yang menetapkan nilai batas dosis efektif rerata untuk pekerja radiasi adalah 20 mSv/tahun (10 µSv/jam). Dari hasil analisis tersebut tampak bahwa model perisai radiasi dan perisai biologis telah memenuhi standar keselamatan radiasi yang disyaratkan.Kata kunci: TRISO, Pebble, MCNP5v1.2, RDE, kuat sumber neutron, laju dosis neutron, ICRP, NCRP

Sign in / Sign up

Export Citation Format

Share Document