Cross-Sections for Transient Analyses: Development of a Genetic Algorithm for the Energy Meshing

Die Bereitstellung von Multigruppen-Wirkungsquerschnitts-Bibliotheken ist ein wesentlicher Schritt in Multigruppen-Neutronentransportrechnungen: eine größere Zahl von Energiegruppen verbessert die Genauigkeit der Ergebnisse, erhöht aber den Rechenaufwand deutlich. Dadurch wird die Durchführung deterministischer transienter Berechnungen erschwert, was sich insbesondere bei einer 3D-Modellierung der Reaktorgeometrie nachteilig auswirkt. Daraus ergibt sich für derartige Rechnungen die Notwendigkeit, die kontinuierliche Energieskala mit möglichst wenigen Energiegruppen zu repräsentieren.
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Ein neuartiges Verfahren zur geeigneten Kondensation von Multigruppen-Wirkungsquerschnitten wurde in die mechanistischen Rechenprogramme SIMMER-III und SIMMER-IV implementiert, so dass in den auszuführenden Transportrechnungen eine geringere Auszahl von Gruppen benutzt werden kann, als die ursprünglichen Bibliotheken mit ihrer Feinstruktur der Energiegruppen enthalten. Damit sind genauere Ergebnisse zu erwarten, da die tatsächlich verwendeten Wirkungsquerschnitte eher den ursprünglichen nuklearen Daten entsprechen. Dies muß im Gegenzug nicht durch eine drastische Erhöhung der Rechenzeit erkauft werden, da der Löser der Transportgleichungen nur mit einer limitierten Anzahl von Energiegruppen belastet wird.
Bei diesem Verfahren hat die geschickte Auswahl der Grobgruppen-Strukur entscheidenden Einfluß auf die Qualität der Ergebnisse. In der Vergangenheit wurde die Auswahl in den meisten Fällen auf Basis empirischer Erfahrungswerte getroffen. Dies erforderte in der Regel umfangreiche Tests für den jeweils betrachteten Reaktortyp, wobei die spezifische Lösung nur eingeschränkt auf andere Systeme übertragen werden konnte.
In der vorliegenden Arbeit wird ein allgemeines Verfahren beschrieben, das für den jeweils betrachteten Anwendungsfall die bestmögliche Auswahl der Energiegruppen trifft, um später vorhandene Feingruppen-Bibliotheken in eine geeignete Grobstruktur zu überführen. Die Auswahl der Gruppen erfolgt automatisiert durch einen genetischen Optimierungs-Algorithmus. Mit diesem innovativen Verfahren lassen sich verfügbare allgemeine Feingruppen-Bibliotheken zu anwendungsspezifischen Grobstruktur-Wirkungsquerschnitten kondensieren. Durchgeführte Tests für unterschiedliche Reaktortypen und mit verschiedenen Feingruppen-Bibliotheken erbrachten den Nachweis der zuverlässigen Anwendbarkeit der entwickelten Methode, die unter Berücksichtigung der Eigenheiten der betrachteten Anwendungsfälle geeignete Strukturen lieferte. Darüberhinaus gestattet das Verfahren zusätzliche Einblicke in das neutronische Verhalten des Reaktors, die bei der üblichen manuellen Vorgehensweise leicht übersehen werden können. Die Tests zeigen, dass der implementierte Algorithmus repräsentative Energiegruppen-Strukturen bereitstellt, die zuverlässige Ergebnisse für Reaktor-Kenngrößen wie Multiplikationsfaktor, Reaktivitäts-Rückwirkungs-Koeffizienten und Reaktionsraten liefern. Aus der Analyse der Testergebnisse geht hervor, wie unterschiedliche Reaktorparameter, wie Geometrie, Materialzusammensetzung und das daraus resultierende Neutronenspektrum, den Algorithmus bei der bestmöglichen Wahl der Energiestruktur steuern. Damit wird die Effektivität der entwickelten Methode nachdrücklich demonstriert.

The generation of multigroup cross-section libraries is a key point of multigroup transport calculations: a larger number of energy groups promotes the accuracy of the results, but hinders the time performance, which is a problem especially for 3D transient cases. Hence the need arises for multigroup deterministic transient calculations that, with a very limited amount of groups, can adequately represent the whole continuous energy space.
A new neutron cross-section collapsing tool has been implemented into the mechanistic codes SIMMER-III and SIMMER-IV, which introduces a cross-section condensation of the input multigroup libraries, which can then be provided with a finer structure than the one actually used by the transport solver. ... mehrIn this way the results are more accurate, as the nuclear data provided as input are closer to the original ones, but the computational time does not increase dramatically, as the transport solver will operate on a more limited number of energy groups.
A question, however, stays open: the determination of the energy discretization that best suits to the problem. This important issue, except for a few authors, has been considered mostly from the empirical point of view in the past, and required long tests to find out a reasonable energy structure, which is specific for the considered reactor and might be unsuitable for other systems.
This thesis proposes an automatic procedure, based on genetic algorithm optimization, aiming to choose the most appropriate energy structure for the considered system to collapse a fine multigroup library into a few-groups one. Such an innovative tool, used together with the cross-section condensation technique mentioned above, allows having specific libraries for each considered case, starting from a unique general library with fine energy discretization. The tests performed with different initial cross-section libraries and reactor systems show the strength of the technique in solving the energy meshing problem in many different conditions, returning structures which take into account the peculiar needs of each system. In addition, the analysis of the algorithm choices may reveal important information on neutron population physics, whose relevance during a manual cross-section library preparation can be easily underestimated. Tests show that the algorithm is able to find representative energy structures, providing accurate results on the multiplication factor, the reactivity feedback coefficients and the reaction rates. The results of each test are analysed, showing how different compositions, geometries and neutron spectra guide the algorithm choices and demonstrate the effectiveness of the method.