Sensitivity analysis of the LMT-006 benchmark experimentswith OpenMC

Elsaied, Nour Mohamed Ali Hussein (author), Trkov, Andrej (mentor), Hyvärinen, Juhani (comentor)

The LEU-MET-THERM-006 (Low Enriched Uranium fissile material, METal physical form, THERMal spectrum, LMT-006 for short) series of experiments was carried out in 1969-1970 by the CEA (Commissariat á l'Energie Atomique), France in the experimental criticality facility of Valduc. The experiments are included in the ICSBEP (International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project) handbook. The experiments consist of water-moderated and water-reflected metal tubes of low-enriched uranium (1.6\%) arranged in arrays. A correlation of the reactivity with the fraction of epi-thermal fissions reveals a gradient wherein reactivity is higher for softer neutron spectra. This thesis models the LMT-006 benchmarks in OpenMC, verifies the results using the previously obtained MCNP6 results, and investigates the cause of the swing in reactivity through select sensitivity analysis and cross section perturbation. Criticality benchmarks are a valuable resource for nuclear data and code validation. The obtained results of the LMT006 benchmark allows the validation of key cross sections with various nuclear data libraries. OpenMC, a free, open-source Monte Carlo neutron transport code, facilitates the sensitivity analysis and nuclear data validation with different libraries through its integrated Python API and NJOY interface. The results of this thesis contribute to the overall body of work of benchmark models, results, and nuclear data validation.

• Language: English
• Keywords: Neutron transport, Nuclear data, Verification & Validation, Sensitivity analysis, Cross section perturbation, Fission spectrum, Neutron spectrum hardness
• Work type: Master's thesis/paper
• Typology: 2.09 - Master's Thesis
• Organization: FMF - Faculty of Mathematics and Physics
• Year: 2025
• PID: 20.500.12556/RUL-169092
• COBISS.SI-ID: 235520003
• Publication date in RUL: 11.05.2025

Secondary language

• Language: Slovenian
• Title: Analiza občutljivosti referenčnih testnih primerov LMT-006 z OpenMC

Abstract

Serija poskusov na skoraj-kritičnih sredicah LEU-MET-THERM-006 (Low Enriched Uranium fissile material, METal physical form, THERMal spectrum, LMT-006 na kratko) je bila v letih 1969-1970 izvedena na CEA (Commissariat á l’Energie Atomique), Francija v laboratoriju za eksperimentalno kritičnost Valduc. Poskusi so vključeni v priročnik ICSBEP (International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project). Eksperimentalne sredice so sestavljene iz rešetke kovinskih cevi z nizko obogatenim uranom (1,6%), kjer se nevtroni s trki upočasnjujejo v vodi. Korelacija reaktivnosti z deležem epitermalnih fisij razkrije gradient, kjer je reaktivnost večja pri mehkejših nevtronskih spektrih. V magistrskem delu so podani rezultati modeliranja referenčnih testnih primerov LMT-006 z OpenMC, v primerjavi s predhodno pridobljenimi rezultat iz literature s programom MCNP6. Raziskani so možni vzroki za odstopanje reaktivnosti od referenčne vrednosti z analizo občutljivosti in s perturbacijami presekov za ključne jedrske reakcije. Merila kritičnosti so dragocen vir za validacijo jedrskih podatkov in programov. Dobljeni rezultati LMT006 omogočajo validacijo ključnih jedrskih presekov z različnimi knjižnicami jedrskih podatkov. OpencMC, brezplačen odprtokodni program za transport nevtronov z metodo Monte Carlo, olajša analizo občutljivosti in validacijo jedrskih podatkov z različnimi knjižnicami prek svojega integriranega API-ja Python in vmesnika za program NJOY za pripravo knjižnic presekov za OpenMC. Rezultati tega magistrskega dela prispevajo k celotnemu delu primerjalnih računskih modelov, rezultatov in validacije jedrskih podatkov.

• Keywords: Transport nevtronov, jedrski podatki, preverjanje & validacija, analiza občutljivosti, perturbacija jedrskih presekov, cepitveni spekter, trdota nevtronskega spektra