Serpent Monte-Carlo Code: An Advanced Tool for Few-Group Cross Section Generation

摘要

Serpent ist ein unlängst im technischen Forschungszentrum VTT in Finnland für stetige Energie entwickelter reaktorphysikalischer Monte-Carlo-Code. Serpent kann sowohl zu 2D-Brennstoffgitterberechnungen als auch für 3D-Simulationen des ganzen Kerns dienen. Mit seiner Zerfalls- und Abbrandroutine kann Serpent Abreicherungs- und Zerfallsanalysen durchführen und so zeitabhängig Isotopenzusammensetzungen und Eigenschaften von bestrahltem Brennstoff darstellen, darunter auch Radioaktivität und Zerfallswärme. Dank der Verwendung der „Woodcock-Delta-Tracking"-Methode zusammen mit einem typischen „Surface-to-Surface-Ray-Tracing" in einem Geometrieprogramm und der Verwendung eines vereinigten Energiegitters für alle punktweisen Reaktionsquerschnitte läuft Serpent erheblich schneller als andere MC-Codes. Serpent wurde besonders zur Generierung von homogenisierten Konstanten zur deterministischen 3D-Kernanalyse entwickelt. Für jeden interessierenden Bereich berechnet der Code automatisch homogenisierte Weniggruppen-querschnitte, Gruppen-Gruppen-Streumatrizen, Diffusionskoeffizienten, Brennelement-Diskontinuitätsfaktoren, Kinetikparameter usw. Unlängst wurden im Code Serpent einige neue Rechenverfahren im Zusammenhang mit der Bildung von homogenisierten Weniggrup-penkonstanten implementiert, darunter die Homogenisierung in einem auf Leckage korrigierten Kritikalitätsspektrum, die Generierung von Gruppenkonstanten in Reflektoren und anderen nichtspaltbaren Bereichen sowie die verbesserte Behandlung von neutronenmultiplizierenden Streureaktionen. Die Möglichkeit, homogenisierte Wenig-gruppenkonstanten zu erzeugen, ist wohl eine der hervorragendsten Eigenschaften von Serpent. Als MC-Code kann Serpent komplexe Geometrien ohne größere Näherungen bearbeiten und eignet sich zur Erzeugung von Querschnittsdaten für praktisch jede Art von Brennstoff und jeden Reaktortyp. Im Artikel wird vor allem die Fähigkeit von Serpent demonstriert, Weniggruppenquerschnit- te für verschiedene Reaktorsysteme zu generieren.%Serpent is a continuous-energy Monte Carlo (MC) reactor physics code recently developed at VTT Technical Research Centre of Finland. Serpent can be used for 2D fuel lattice calculations as well as for 3D full core simulations. Due to its built-in decay and burnup routine Serpent can perform depletion and decay analysis to provide time-dependent isotopic compositions and spent fuel characteristics including radioactivity and decay heat. Serpent runs significantly faster than other MC codes due to the use of the Woodcock delta-tracking in a combination with a typical surface-to-surface ray-tracing in a geometry routine, and the use of the unionized energy grid for all point-wise reaction cross sections. Serpent is especially designed to generate homogenized constants for deterministic 3D core analysis. For any region of interest the code automatically calculates homogenized few-group cross sections, group-to-group scattering matrices, diffusion coefficients, assembly discontinuity factors, kinetics parameters, etc. Recently some new calculation methods related to the production of homogenized few-group constants were implemented in the Serpent code including homogenization in leakage-corrected criticality spectrum, group constant generation in reflectors and other non-fissile regions, and improved treatment of neutron-multiplying scattering reactions. The capability to generate homogenized few-group constants can be considered as one of the most attractive features of Serpent. Being a MC code, Serpent is capable of handling complex geometries without any major approximations and can be used for producing cross section data for virtually any fuel or reactor type. The demonstration of the Serpent capability to generate few-group cross sections for different reactor systems is the main topic of this article.