Abstract
The new procedures for the calculation of infinite reactor zones build a synthesis of wellknown fast breeder (FBR) and light water reactor (LWR) methods. The data libraries are based on the 69 energy group structure of the WIMS code for thermal reactors and use the flexible storage mode of the FBR libraries. For the calculation of effective cross sections in the energy of neutron resonances, being very important in the APWR with its strongly epithermal neutron spectrum, several options are available. In most applications improved selfshielding tabulation formalisms (f-factor concept) are used. For more accurate investigations the fine flux programs ULFISP (own development) or RESABK (IKE, Stuttgart) may be selected. All cross section calculations use a modified version of the FBR code GRUCAL. Particularly the calculation of voided lattices may be improved at 69 groups with the program REMOCO or with a new 334 group library. The new calculational procedures could be qualified for a large number of LWR, APWR and FBR applications. The fuel assembly and whole core calculations are performed with available FBR methods. A new reactor core simulation program ARCOSI has been developed for the investigation of an APWR equilibrium core. The required cross sections come from
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Broeders, C H.M.
Development calculational procedures for the neutron physics design of advanced pressurized water reactors (APWR) with tight triangular lattices in hexagonal fuel assemblies; Entwicklungsarbeiten fuer die neutronenphysikalische Auslegung von Fortschrittlichen Druckwasserreaktoren (FDWR) mit kompakten Dreiecksgittern in hexagonalen Brennelementen.
Germany: N. p.,
1992.
Web.
Broeders, C H.M.
Development calculational procedures for the neutron physics design of advanced pressurized water reactors (APWR) with tight triangular lattices in hexagonal fuel assemblies; Entwicklungsarbeiten fuer die neutronenphysikalische Auslegung von Fortschrittlichen Druckwasserreaktoren (FDWR) mit kompakten Dreiecksgittern in hexagonalen Brennelementen.
Germany.
Broeders, C H.M.
1992.
"Development calculational procedures for the neutron physics design of advanced pressurized water reactors (APWR) with tight triangular lattices in hexagonal fuel assemblies; Entwicklungsarbeiten fuer die neutronenphysikalische Auslegung von Fortschrittlichen Druckwasserreaktoren (FDWR) mit kompakten Dreiecksgittern in hexagonalen Brennelementen."
Germany.
@misc{etde_10111050,
title = {Development calculational procedures for the neutron physics design of advanced pressurized water reactors (APWR) with tight triangular lattices in hexagonal fuel assemblies; Entwicklungsarbeiten fuer die neutronenphysikalische Auslegung von Fortschrittlichen Druckwasserreaktoren (FDWR) mit kompakten Dreiecksgittern in hexagonalen Brennelementen}
author = {Broeders, C H.M.}
abstractNote = {The new procedures for the calculation of infinite reactor zones build a synthesis of wellknown fast breeder (FBR) and light water reactor (LWR) methods. The data libraries are based on the 69 energy group structure of the WIMS code for thermal reactors and use the flexible storage mode of the FBR libraries. For the calculation of effective cross sections in the energy of neutron resonances, being very important in the APWR with its strongly epithermal neutron spectrum, several options are available. In most applications improved selfshielding tabulation formalisms (f-factor concept) are used. For more accurate investigations the fine flux programs ULFISP (own development) or RESABK (IKE, Stuttgart) may be selected. All cross section calculations use a modified version of the FBR code GRUCAL. Particularly the calculation of voided lattices may be improved at 69 groups with the program REMOCO or with a new 334 group library. The new calculational procedures could be qualified for a large number of LWR, APWR and FBR applications. The fuel assembly and whole core calculations are performed with available FBR methods. A new reactor core simulation program ARCOSI has been developed for the investigation of an APWR equilibrium core. The required cross sections come from fast interpolations of fuel assembly data on code-own libraries. The whole core calculations are performed with the fast nodal code HEXNODK, adopted from KWU. All calculational procedures are part of the powerful FBR code system KAPROS. (orig.). [Deutsch] Die neuen Verfahren fuer die Beschreibung der unendlichen Reaktorzonen sind eine Synthese von bekannten Methoden fuer Schnellbrueter- (SBR) und Leichtwasserreaktoren (LWR). Die Datenbibiliotheken basieren auf der 69 Energiegruppen Struktur des englischen WIMS-Codes fuer Thermische Reaktoren und haben die flexible Bibliotheksstruktur der SBR-Bibliotheken. Fuer die beim stark epithermischen FDWR besonders wichtige Berechnung der effektiven Querschnitte im Energiegebiet der Neutronenresonanzen sind mehrere Optionen vorhanden. Bei den meisten Rechnungen werden verbesserte Verfahren mit Selbstabschirmungstabellierungen (f-Faktor Konzept) eingesetzt. Fuer genauere Untersuchungen stehen die auf Feinflussrechnungen beruhenden Programme ULFISP (Eigenentwicklung) und RESABK (IKE, Stuttgart) zur Verfuegung. Fuer alle Rechnungen wird eine modifizierte Version des SBR-Programms GRUCAL eingesetzt. Besonders fuer die Rechnungen fuer entleerte Reaktorgitter (Voideffekt) kann die elastische Ausstreuung bei 69 Gruppen mit dem Program REMOCO und mit einer neuen 334 Gruppen-Bibliothek genauer gerechnet werden. Die bereitgestellten Rechenverfahren (Methoden, Bibliotheken) konnten erfolgreich an einer Reihe von LWR-, FDWR- und SBR-Anwendungen qualifiziert werden. Die Brennelement- und Gesamtkernrechnungen werden mit bekannten SBR-Rechenverfahren durchgefuehrt. Fuer Untersuchungen zu einem FDWR- Gleichgewichtskern wurde ein neues Reaktorkern Simulationsprogramm ARCOSI entwickelt. Die benoetigten Neutronenquerschnitte werden durch schnelle Interpolationen von makroskopischen Brennelement-Daten auf Code-eigenen Bibliotheken erzeugt. Die Gesamtkernrechnungen werden mit dem von KWU uebernommenen schnellen nodalen Rechenprogramm HEXNODK durchgefuehrt. Alle Programme sind in das leistungsfaehige SBR-Codesystem KAPROS integriert. (orig.).}
place = {Germany}
year = {1992}
month = {Aug}
}
title = {Development calculational procedures for the neutron physics design of advanced pressurized water reactors (APWR) with tight triangular lattices in hexagonal fuel assemblies; Entwicklungsarbeiten fuer die neutronenphysikalische Auslegung von Fortschrittlichen Druckwasserreaktoren (FDWR) mit kompakten Dreiecksgittern in hexagonalen Brennelementen}
author = {Broeders, C H.M.}
abstractNote = {The new procedures for the calculation of infinite reactor zones build a synthesis of wellknown fast breeder (FBR) and light water reactor (LWR) methods. The data libraries are based on the 69 energy group structure of the WIMS code for thermal reactors and use the flexible storage mode of the FBR libraries. For the calculation of effective cross sections in the energy of neutron resonances, being very important in the APWR with its strongly epithermal neutron spectrum, several options are available. In most applications improved selfshielding tabulation formalisms (f-factor concept) are used. For more accurate investigations the fine flux programs ULFISP (own development) or RESABK (IKE, Stuttgart) may be selected. All cross section calculations use a modified version of the FBR code GRUCAL. Particularly the calculation of voided lattices may be improved at 69 groups with the program REMOCO or with a new 334 group library. The new calculational procedures could be qualified for a large number of LWR, APWR and FBR applications. The fuel assembly and whole core calculations are performed with available FBR methods. A new reactor core simulation program ARCOSI has been developed for the investigation of an APWR equilibrium core. The required cross sections come from fast interpolations of fuel assembly data on code-own libraries. The whole core calculations are performed with the fast nodal code HEXNODK, adopted from KWU. All calculational procedures are part of the powerful FBR code system KAPROS. (orig.). [Deutsch] Die neuen Verfahren fuer die Beschreibung der unendlichen Reaktorzonen sind eine Synthese von bekannten Methoden fuer Schnellbrueter- (SBR) und Leichtwasserreaktoren (LWR). Die Datenbibiliotheken basieren auf der 69 Energiegruppen Struktur des englischen WIMS-Codes fuer Thermische Reaktoren und haben die flexible Bibliotheksstruktur der SBR-Bibliotheken. Fuer die beim stark epithermischen FDWR besonders wichtige Berechnung der effektiven Querschnitte im Energiegebiet der Neutronenresonanzen sind mehrere Optionen vorhanden. Bei den meisten Rechnungen werden verbesserte Verfahren mit Selbstabschirmungstabellierungen (f-Faktor Konzept) eingesetzt. Fuer genauere Untersuchungen stehen die auf Feinflussrechnungen beruhenden Programme ULFISP (Eigenentwicklung) und RESABK (IKE, Stuttgart) zur Verfuegung. Fuer alle Rechnungen wird eine modifizierte Version des SBR-Programms GRUCAL eingesetzt. Besonders fuer die Rechnungen fuer entleerte Reaktorgitter (Voideffekt) kann die elastische Ausstreuung bei 69 Gruppen mit dem Program REMOCO und mit einer neuen 334 Gruppen-Bibliothek genauer gerechnet werden. Die bereitgestellten Rechenverfahren (Methoden, Bibliotheken) konnten erfolgreich an einer Reihe von LWR-, FDWR- und SBR-Anwendungen qualifiziert werden. Die Brennelement- und Gesamtkernrechnungen werden mit bekannten SBR-Rechenverfahren durchgefuehrt. Fuer Untersuchungen zu einem FDWR- Gleichgewichtskern wurde ein neues Reaktorkern Simulationsprogramm ARCOSI entwickelt. Die benoetigten Neutronenquerschnitte werden durch schnelle Interpolationen von makroskopischen Brennelement-Daten auf Code-eigenen Bibliotheken erzeugt. Die Gesamtkernrechnungen werden mit dem von KWU uebernommenen schnellen nodalen Rechenprogramm HEXNODK durchgefuehrt. Alle Programme sind in das leistungsfaehige SBR-Codesystem KAPROS integriert. (orig.).}
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