Monte Carlo simulator project for neutron transport with continuous energy : shielding, criticality and spectral angular neutron flux analysis

Abstract

This thesis reports on the project developed during the author’s doctorate. This encompasses the development of an open license Monte Carlo simulation software for neutron transport in reactor core materials. This tool consists of a C++ program following recent paradigms of advanced power computing, and takes into account the continuous physical dimensions (position, direction of motion and energy) of the neutron transport phase space. Two scattering models are implemented and discussed. These are based on the target at rest hypothesis and the free gas model, and the difference between models is shown. Also, the simulated spectral angular neutron flux is tested as a solution of the seven-dimensional Boltzmann transport equation. In this work a shielding scenario, a criticality benchmark from the International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments book, and two simulations in a multiplicative medium, each with a different scattering model, were simulated in order to portray the software capabilities. The simulator shows itself versatile in the different kind of results that can be obtained, e.g. neutron flux, neutron density, reaction rates, criticality, among others. Lastly the spectral neutron fluxes are parametrized (in the range of [10−14; 101]MeV ) and these functions are verified as possible solutions of the Boltzmann transport equation.

Esta tese relata o projeto desenvolvido durante o doutorado do autor. Isso engloba o desenvolvimento de um software de simulação de Monte Carlo de licença aberta para o transporte de nêutrons em materiais de núcleo de reatores. Esta ferramenta consiste em um programa C ++ seguindo os paradigmas recentes em computação de alto desempenho, e leva em consideração as dimensões físicas contínuas (posição, direção de movimento e energia) do espaço de fase do transporte de nêutrons. Dois modelos de espalhamento são implementados e discutidos. Estes são baseados na hipótese de alvo em repouso e no modelo de gás livre, e a diferença entre os modelos é apresentada. Além disso, o fluxo de nêutrons angular espectral simulado é testado como uma solução da equação de transporte de Boltzmann nas suas sete dimensões. Neste trabalho, um cenário de blindagem, um benchmark de criticidade do livro International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments e duas simulações em meio multiplicativo, cada uma com um modelo de espalhamento diferente, foram simulados para apresentar as capacidades do software. O simulador mostra-se versátil nos diferentes tipos de resultados que podem ser obtidos, e.g. fluxo de nêutrons, densidade de nêutrons, taxas de reação, criticidade, entre outros. Por último, os fluxos espectrais de nêutrons são parametrizados (na faixa de [10−14; 101]MeV ) e essas funções são verificadas como possíveis soluções da equação de transporte de Boltzmann.