PROTEUS: High-Fidelity Neutronics Code

November 19, 2015

Changho LeeNeutronics Methods and Codes SectionNuclear Engineering DivisionArgonne National Laboratory

SHARP

Coupled Multi‐Physics Toolkit for Reactor Analysis, being developed under the DOE NEAMS program (Nuclear Energy Advanced Modeling & Simulation)– SHARP leverages state‐of‐the‐art physics codes to 

take advantage of man‐years of effort, experience, and software V&V

– High fidelity modeling and massive algorithm parallelization enable fundamental insights unattainable through experiments alone

SHARP targets high‐fidelity transient phenomena– Address multi‐physics issues that are not well‐

represented in standard homogenized or empirical models

– Address problem‐size issues and/or compare against lower‐fidelity codes

Multi‐disciplinary, multi‐laboratory effortFuel Deformation in SFR

Challenges in Neutronics

Sodium‐cooled fast reactors– Rod bowing – Flowering due to thermal expansion 

Very high temperature reactors– Double heterogeneity effects due to TRISO fuel particles and compacts– Large leakage fraction due to large migration area and annular core shape– Strong core/reflector coupling and thermal flux peaking– Asymmetric loading of burnable poison compacts, large gas channels in fuel blocks– Relatively large temperature feedback due to large temperature variation

Light water reactors– Crud‐induced power shift and localized corrosion– Grid‐to‐rod fretting failure– Pellet clad interaction– Fuel assembly distortion: inhibit control rod insertion

Small modular reactors– Enhanced transport effects (high leakage, local heterogeneity effect, etc.)– Significant power and spectral shifts with time– Deformation and aging of reactor materials

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PROTEUS Development of high‐fidelity neutron 

transport code, PROTEUS– High‐fidelity multi‐physics simulations with 

geometry deformation– Reduce costly experiments, improve design 

margin & safety

Key capabilities– Fully unstructured finite element mesh (mixed 

finite element types with tri/quad or prism/hex/tet), DOFs from 109 to >1012

– Parallelization in space, angle, and energy: > 90% strong scaling, 75% weak scaling on BG/P

– Transport solver: SN2ND, MOC 2D, MOC 3D,MOC 2D/3D (axially discontinuous galerkin FEM)

– Transient capability (adiabatic) – Simulation and V&V: ZPR‐6, ZPPR‐15, Monju, EBR‐

II, ABTR, C5, ATR, VHTR, etc.

Total Cores

Vertices/Process

Total Time

(seconds)

ParallelEfficiency

8,192 7,324 2,402 100%

16,384 3,662 1,312 92%

24,576 2,441 873 92%

32,768 1,831 637 94%

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Hexagonal Lattices (Fast Reactors)

Geometry Deformation (Advanced Burner Fast Reactor)

Limited free bow restraint system allows deformation of assembly ducts as the system temperature rises

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ABTR Simulation with PROTEUS

Multigroup cross section generation using MC2‐3

Two models in terms of heterogeneity– Homogeneous assemblies 

(conventional model)– Partially homogeneous assemblies 

(heterogeneous duct + homogeneous fuel)

3D whole core calculations compared with MCNP solutions

Fast FluxThermal Flux

Configuration MCNP PROTEUS

Control Rod Out 1.23388 ±0.00010

‐152 pcm(116 groups)

Control Rod In 1.04374 ±0.00011

26 pcm(230 groups)

Zero Power Reactor Experiments

8

y

x

Fuel Drawer

ATR: Eigenvalue Comparison

MCNP PROTEUS

Angle Mesh ∆k (pcm)

1.08770 ±0.00026

L3T7 Mesh E ‐474

L3T15 Mesh E  ‐397

L3T15 Mesh E x 4 ‐299

9

Fast FluxThermal Flux* Mesh E x 4 : Auto‐refinement tool applied to Mesh E

Good agreement in eigenvalue between PROTEUS and MCNP

1

2

3

4

0 5 10 15 20

Normalize

d Group

 Flux

Inner to Outer Fuel Meat

MCNP       Group 1PROTEUS Group 1   (1MeV)MCNP       Group 22PROTEUS Group 22 (0.1eV)

C5: Group Fluxes

Initial Verification of PROTEUS for Heterogeneous Geometries ‐ April 19‐23, 2015

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Fast (G4: 111‐500 keV)

Thermal (G21: 0.14‐0.1 eV)

Transient Reactor Test Facility(TREAT)

Operated from 1959‐1994, plan to restart Fueled with 93.1% enriched UO2 particles 

finely dispersed in graphite– Carbon‐to‐235U atom ratio of 

approximately 10000:1 Graphite‐moderated, graphite‐reflected, 

air‐cooled, 4’x4’ fuel assembly Core can accommodate maximum of 361 

fuel assemblies in a 19 x 19 array

Experiments performed in first six months of TREAT operation

Results include– Neutron Flux Distribution– Temperature Distribution– Approach to Criticality Experiment– Temperature Coefficient of Reactivity

3D Heterogeneous Geometry Simulationusing PROTEUS

Top View of Fuel Section

Minimum Critical Core

Fuel / Reflector Control Rod

Cross Sections for PROTEUS

Focus primarily on SFR and extensively on other reactor types (LWR, HTR, etc.)

Need a multi‐group cross section capability (methodology) applicable to various reactor types

Develop on‐line cross section generation capability (cross section API)

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SFRATR

LWR HTR

PROTEUS

MC2-3

Genesis

BuildBot PERSENT

Multigroup cross section

Cross section library

Steady-state & transport calc.

Nightly regression test

Perturbation and sensitivity

SNMOC

NODAL

Mesh conversion

tools

Nek5000

Diablo

PROTEUS System