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Solution of Full-Core VVER-440 PK-3+ calculation benchmark by Serpent / Aktualisierte Referenzlösung des Berechnungsbenchmarks ,,PK-3+ Vollkern eines WWER-440" mit dem Programm Serpent

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Published/Copyright: February 23, 2021
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Kerntechnik
From the journal Kerntechnik Volume 85 Issue 5

Abstract

This work deals with the updated reference solution of the Full-Core VVER-440 PK-3+ benchmark which is based on the extended calculation benchmark from 2018. [1] The modification consists of a new type of fuel assembly with PK-3 design in the loading pattern. The main aim of this calculation is to create a reference solution to test the power distribution predicted by macro-code. The solution has been calculated by the transport code Serpent, code using Monte Carlo method and including all possible levels of power distribution in a 2-D problem. The results consist of the effective multiplication factor (Keff) and the power distribution on fuel assembly (Kq) and the pin-by-pin (Kq) level. The paper also includes a detailed evaluation of the precision of Monte Carlo solution and a study of the influence of nuclear data library suitable for comparison and validation.

Online erschienen: 2021-02-23
Erschienen im Druck: 2020-05-01

© 2020 by Walter de Gruyter Berlin/Boston

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  1. CONTENTS
  2. CALENDAR OF EVENTS / VERANSTALTUNGSKALENDER
  3. Simulations for L-STAR experimental gas-cooled system / CFD-Nachrechnung von L-STAR-Versuchen zur Wärmeübertragung von turbulenten Gasströmungen
  4. Solution of Full-Core VVER-440 PK-3+ calculation benchmark by Serpent / Aktualisierte Referenzlösung des Berechnungsbenchmarks ,,PK-3+ Vollkern eines WWER-440" mit dem Programm Serpent
  5. Simulation of subcooled boiling in multiphase CFD code CFX / Simulation des unterkühlten Siedens im Mehrphasen-CFDCode CFX
  6. Validation of a new neutronics/thermal hydraulics coupling code for steady state analysis of light water reactors / Analyse stationärer Betriebsbedingungen in LWR durch gekoppelte Rechnungen
  7. Development of a radioecological model for accidental release of radionuclides / Entwicklung eines radioökologischen Modells für die unfallbedingte Freisetzung von Radionukliden.
  8. Sensitivity and uncertainty analysis for a radioecological model / Sensitivitäts- und Unsicherheitsanalyse eines radioökologischen Modells
  9. Extension to quadratic anisotropic scattering in one-speed neutron transport equation for critical thickness calculations / Berücksichtigung der quadratischen anisotropen Streuung bei der Lösung der 1-Geschwindigkeites-Neutronentransportgleichung zur kritischen Dickenberechnung
  10. Technical Note
  11. Results of the ATHLET/BIPR-VVER software system (version 1.0) certification / Ergebnisse der Zertifizierung des Softwaresystems ATHLET/ BIPR-VVER (Version 1.0)
  12. Maintaining safe continued operation of nuclear installations during pandemics / Aufrechterhaltung des sicheren Weiterbetriebs von Nuklearanlagen während Pandemien
  13. Investigation of the effects of different composite materials on neutron contamination caused by medical LINAC / Untersuchung der Auswirkungen verschiedener Verbundmaterialien auf die Neutronenkontamination durch medizinische LINAC
  14. Imprint
https://doi.org/10.3139/124.200020

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  14. Imprint
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