Original title: Validace výpočtů vyhořívání v kódu Serpent pro palivo VVER-440
Translated title: Validation of Serpent Burnup Calculations for VVER-440 Fuel
Authors: Mareček, David ; Bárta, Martin (referee) ; Vojáčková, Jitka (advisor)
Document type: Master’s theses
Year: 2026
Language: cze
Publisher: Vysoké učení technické v Brně. Fakulta elektrotechniky a komunikačních technologií
Abstract: [cze] [eng]
Diplomová práce se zabývá validací stochastického transportního kódu Serpent 2 pro výpočty vyhořívání jaderného paliva v reaktorech typu VVER-440. V rámci praktické části byl vytvořen 3D výpočetní model izolované palivové kazety reaktoru VVER-440 V-179. Na tomto modelu byla realizována citlivostní analýza hodnotící vliv dvanácti vstupních parametrů na stabilitu a přesnost výpočtu, ze které vzešlo optimální nastavení. Finální simulace byly provedeny pro čtyři knihovny jaderných dat (ENDF/B-VII.1, ENDF/B-VIII.1, JEFF-3.2 a JENDL-4.0). Při srovnání vypočtených izotopických koncentrací s experimentálními daty z mezinárodní da-tabáze SFCOMPO 2.0 byl identifikován systematický axiální posun lokálního vyhoření, způso-bený zanedbáním vlivu okolí kazety v okrajových podmínkách „nekonečné mříže“. Tento jev byl úspěšně kompenzován průměrováním materiálové bilance kazety, čímž model dosáhl shody s experimentem do 10 % u většiny sledovaných nuklidů. Práce dále identifikovala systematické chyby měření v databázi SFCOMPO pro izotopy neptunia, europia a gadolinia a odhalila po-tenciální přítomnost přepracovaného uranu v počátečním složení paliva zkoumané kazety. Z hlediska jaderných dat poskytly nejkonzistentnější výsledky knihovny JENDL-4.0 a ENDF/B-VII.1, zatímco knihovna ENDF/B-VIII.1 vykázala lokální zpřesnění u izotopů ura-nu a knihovna JEFF-3.2 dosáhla nejvyšší přesnosti při predikci izotopů plutonia. Vzhledem k formálním požadavkům na proces validace však není možné kód pouze na základě této práce prohlásit za oficiálně validovaný. Nicméně výsledky práce poskytují ucelený metodický základ pro další rozvoj 3D simulací. This diploma thesis focuses on the validation of the stochastic transport code Serpent 2 for fuel depletion calculations in VVER-440 type reactors. In the practical part, a 3D computational model of an isolated VVER-440 V-179 fuel assembly was developed. A sensitivity analysis evaluating the impact of twelve input parameters on the stability and accuracy of the calculation was performed on this model, resulting in an optimized configuration. Final simulations were conducted using four nuclear data libraries (ENDF/B-VII.1, ENDF/B-VIII.1, JEFF-3.2, and JENDL-4.0). By comparing the calculated isotopic concentrations with experimental data from the international SFCOMPO 2.0 database, a systematic axial shift in local burnup was identified, caused by neglecting the influence of the surrounding assembly environment within the "infinite lattice" boundary conditions. This effect was successfully compensated for by aver-aging the material balance of the assembly, allowing the model to achieve agreement with ex-perimental data within 10% for the majority of the monitored nuclides. Furthermore, the thesis identified systematic measurement errors in the SFCOMPO database for neptunium, europium, and gadolinium isotopes and revealed the potential presence of reprocessed uranium in the ini-tial fuel composition of the investigated assembly. Regarding nuclear data, the JENDL-4.0 and ENDF/B-VII.1 libraries provided the most consistent results, whereas the ENDF/B-VIII.1 library showed local improvement for uranium isotopes, and the JEFF-3.2 library achieved the highest accuracy in predicting plutonium isotopes. Due to formal requirements for the validation process, it is not possible to declare the code officially validated solely on the basis of this work. Nevertheless, the results of this thesis provide a comprehensive methodological foundation for further development of 3D simulations.
Keywords: Monte Carlo; nuclear data; nuclear data libraries.; nuclear fuel burnup; sensitivi-ty analysis; Serpent 2; SFCOMPO 2.0; validation; VVER-440; citlivostní analýza; jaderná data; knihovny jaderných dat.; Monte Carlo; Serpent 2; SFCOMPO 2.0; validace; VVER-440; vyhořívání jaderného paliva

Institution: Brno University of Technology (web)
Document availability information: Fulltext is available in the Brno University of Technology Digital Library.
Original record: http://hdl.handle.net/11012/257765

Permalink: http://www.nusl.cz/ntk/nusl-774105


The record appears in these collections:
Universities and colleges > Public universities > Brno University of Technology
Academic theses (ETDs) > Master’s theses