Extended neutronic analysis of advanced SMR CAREM-25 by using OpenMC code

Abstract

This work uses the open-source Monte Carlo simulation program OpenMC to provide a comprehensive neutronic analysis of the advanced Argentinean Small Modular Reactor (SMR) CAREM-25. In addition to evaluating important neutronic parameters, including criticality, neutron flux distribution, power distribution, we investigate control rod worth, and power peaking factors. The study describes the modeling of the reactor core, including its geometric and material properties, with comparing the findings with MCNP and other codes ==================================================================================================== Cette étude utilise le programme de simulation Monte Carlo open source OpenMC pour fournir une analyse neutronique approfondie du petit réacteur modulaire (SMR) CAREM-25, un réacteur avancé en construction en Argentine. Outre l'évaluation d'importants paramètres neutroniques, notamment la criticité, la distribution du flux neutronique, la distribution de puissance, on explore la valeur des barres de contrôle et les facteurs de pointe de puissance. L’étude décrit la modélisation du coeur du réacteur, notamment ses propriétés géométriques et matérielles, ainsi que la comparaison des résultats avec MCNP et d'autres codes.