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Development of a Hybrid Deterministic-Stochastic Method for Full Core Neutronics

Seyed Rida Housseiny Milany

PhD thesis (2017)

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Cite this document: Housseiny Milany, S. R. (2017). Development of a Hybrid Deterministic-Stochastic Method for Full Core Neutronics (PhD thesis, École Polytechnique de Montréal). Retrieved from https://publications.polymtl.ca/2499/
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Abstract

La conception, l’analyse et le fonctionnement des réacteurs de fission nucléaire dépendent de la compréhension des vitesses des différentes réactions neutroniques dans le coeur du réacteur. C’est pour cela que la distribution du flux neutronique dans le coeur doit être estimée avec une bonne précision. Depuis la découverte de la fission nucléaire et l’introduction des réacteurs nucléaires, différentes approches déterministes et stochastiques ont été développées ayant pour but la modélisation des coeurs du réacteur ainsi que l’étude de la distribution du flux des neutrons. Les méthodes neutroniques actuelles utilisées pour simuler des réacteurs complets souffrent d’une précision relativement faible ou nécessitent des ressources en mémoire et en temps de calcul extrêmes. La conception de nouveaux réacteurs nucléaires demande de nouvelles méthodes qui soient à la fois précises et pratiques dans les applications de production pour la simulation et l’étude de la neutronique. Dans ce travail, une revue de la méthode Monte Carlo (MC) et de ses défis est incluse. La méthode MC est basée sur le suivi statistique des neutrons basés sur des distributions de probabilité physique qui le rend très proche d’un réacteur virtuel. La solution qu’elle fournit est largement acceptée comme une estimation précise de la distribution du flux neutronique bien que les coûts de calculs soient importants. Dans les études MC de coeur complet, un grand nombre de paramètres physiques sont enregistrés et la taille de l’échantillon statistique doit être très grande pour obtenir une solution avec une confiance élevée. L’extrême charge de calcul des simulations de coeur complet basées sur MC son utilisation pour des calculs de production peu pratiques et la méthode a été limitée pour l’étalonnage et la validation. La convergence lente de la source de fission, la difficulté de la coupler aux solveurs de rétroaction multiphysique et l’estimation de la variance vraie sont d’autres défis pour les études MC de coeur. L’utilisation des méthodes déterministes s’avère donc inévitables. Ces dernières sont basées sur la discrétisation de l’équation du transport dans l’espace de phase. Ces méthodes sont également fondées sur l’obtention d’une solution approximative à l’aide des méthodes numériques. Ici, un résumé de l’étude de l’équation de transport et de l’approximation des probabilités de collision est présenté. En plus de la solution du mode fondamental décrivant la répartition asymptotique du flux neutronique, l’équation de transport suppose un grand nombre de solutions qui peuvent être très utiles dans les études de la perturbation, la cartographie et la synthèse des flux neutroniques.----------Abstract Research efforts in reactor physics focus on the improvement of current analysis methods for neutronics or development of advanced ones. Recently, there is a renewed interest in stochastic simulations due to their superior accuracy and the advances in computing platforms. In particular, there is an interest in the development of hybrid stochastic deterministic methods for accelerating the inactive cycles of Monte Carlo. However, such hybrid approaches are not very efficient as the inactive cycle constitute a very small portion of the simulation. In this work, a novel hybrid method is developed and discussed. The approach combines conventional Monte Carlo with deterministic flux mapping to reduce computational costs of full core simulations. The main contributors to the computational expenses of Monte Carlo is the number of tallies scored and the number of neutron histories tracked. In the proposed hybrid method, the Monte Carlo simulation is performed with a small number of neutron histories while maintaining good confidence and scoring flux tallies on a coarse mesh. Then,the dominant modes of the transport equation and flux mapping are employed to reconstruct the neutron flux and reaction rates on a finer mesh. Application to a number of example problems show that the studied hybrid method can achieve up to 90% reduction in the computational time compared to conventional Monte Carlo while maintaining comparable accuracy.

Open Access document in PolyPublie
Department: Département de génie physique
Dissertation/thesis director: Guy Marleau
Date Deposited: 13 Jun 2017 11:38
Last Modified: 27 Jun 2019 16:48
PolyPublie URL: https://publications.polymtl.ca/2499/

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