PL EN


Preferencje help
Widoczny [Schowaj] Abstrakt
Liczba wyników
Czasopismo
2013 | nr 4 |
Tytuł artykułu

Symulacje Monte Carlo fizyki rdzenia reaktora jądrowego typu PWR

Autorzy
Wybrane pełne teksty z tego czasopisma
Warianty tytułu
EN
Monte Carlo simulations of the PWR reactor core
Języki publikacji
PL
Abstrakty
PL
Tematem niniejszej pracy jest modelowanie Monte Carlo fizyki rdzenia rektora jądrowego na poziomie kasety paliwowej. Symulacje numeryczne transportu neutronów oraz zmiany składu paliwa na skutek transmutacji i rozpadów promieniotwórczych zostały przeprowadzone za pomocą kodu MCB (The Monte Carlo Continuous Energy Burnup Code). Model numeryczny opracowany w celu przeprowadzenia symulacji Monte Carlo został zbudowany na podstawie geometrii oraz składu materiałowego kasety paliwowej typu 17x17 używanej w rektorach wodnych ciśnieniowych PWR (Pressurized Water Reactor). Kaseta zawiera czyste paliwo uranowe jak i paliwo z dodatkiem wypalającej się trucizny – Gd2O3. Obecność wypalającej się trucizny istotnie wpływa na charakterystyki kasety paliwowej w polu neutronów, co zostało poddane analizie w zaprezentowanym artykule. Głównymi parametrami otrzymanymi w symulacji numerycznej są: reaktywność układu, wypalenie paliwa oraz ewolucje wybranych nuklidów, takich jak U235, Pu239, Pu241, Gd155 oraz Gd157. Wyniki symulacji numerycznej przeprowadzonej przy pomoc kodu MCB są zgodne z prawidłowościami fizyki rdzenia rektorów jądrowych typu PWR. Opracowana metodologia symulacji rdzenia reaktora jądrowego PWR na poziomie kasety paliwowej z dużą wiarygodnością odzwierciedla rzeczywiste zachowanie systemu.
EN
The Study focuses on the Monte Carlo modelling of the nuclear reactor core at the level of the fuel subassembly. The simulations of neutron transport and fuel depletion due to the nuclear transmutations and decays were performed using The Monte Carlo Continuous Energy Burnup Code – MCB. The numerical model developed for the Monte Carlo simulation was built using the engineering geometry and material composition of the 17x17 fuel subassembly for Pressurized Water Reactor (PWR). The 17x17 fuel subassembly contains pure uranium fuel as well as Gd2O3 bearing fuel. The Gd2O3 burnable poison significantly influences the characteristics of the fuel subassembly in the neutron field, which was shown in the paper. The main parameters obtained in the simulation are: system reactivity, fuel burnup and evolutions of the U235, Pu239, Pu241, Gd155 and Gd157. The results of the numerical simulation performed with the MCB code show good agreement with the theoretical predictions of the nuclear reactor physics. The developed methodology for the numerical simulation of the PWR core at the level of the fuel subassembly with high accuracy reflects the reality.
Wydawca

Czasopismo
Rocznik
Tom
Opis fizyczny
Bibliogr. 7 poz., rys., tab., wykr., pełen tekst na CD
Twórcy
Bibliografia
  • [1] Cetnar J., Gudowski W., Wallenius J.: MCB: A continuous energy Monte Carlo Burn-up simulation code, In Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, EUR 18898 EN, OECD/NEA 523, 1999.
  • [2] Duderstad J. J., Hamilton L. J.: Nuclear reactor analysis, John Wiley & Sons Inc., 1976.
  • [3] Fuel review: Design data, Nuclear Engineering International, September 2004, http://www.neimagazine.com
  • [4] Koning A, Forrest R., Kellett M., et al., The JEFF-3.1 Nuclear Data Library, JEFF Report 21, OECD 2006.
  • [5] Suyama K., Murazaki M., Ohkubo K. et al.: Re-evaluation of assay data of spent nuclear fuel obtained at Japan Atomic Energy Research Institute for validation of burnup calculation code systems, „Annals of Nuclear Energy”, 38, 2011, s. 930–941.
  • [6] http://www.nfi.co.jp/e/, ostatnia aktualizacja 2006.
  • [7] http://www-nds.iaea.org/exfor/endf.htm, ostatnia aktualizacja: 06 Maja 2013.
Typ dokumentu
Bibliografia
Identyfikatory
Identyfikator YADDA
bwmeta1.element.baztech-2e506cda-0648-4033-9788-86bf8a138647
JavaScript jest wyłączony w Twojej przeglądarce internetowej. Włącz go, a następnie odśwież stronę, aby móc w pełni z niej korzystać.