Local effects of fuel burnup in high temperature reactor

• Autorzy: Kępisty G. , Królikowski I. , Gajda P.

Warianty tytułu

PL

Lokalne efekty wypalenia paliwa w reaktorze wysokotemperaturowym

• Języki publikacji: EN

Abstrakty

EN

Fuel cycle studies aim to provide the optimal utilization of the fuel in nuclear reactors. Most of the scientific efforts focus on the global integral results of material depletion, which are important for the nuclear power plant logistics. On the other hand, the local burnup effects are often neglected, what may lead to the bias of estimated quantities. Advanced systems such as High Temperature Reactor still require development of the reliable approach to the core physics at equilibrium state. In this work we check if a precise mesh of fuel zones helps to observe some systematic effects of fuel depletion in a graphite block from HTR of prismatic type. Continuous Energy Monte Carlo Burnup code MCB5 was applied to study evolution of power profile and isotopic densities. We draw conclusions concerning the local neutron physics, explain observed depletion phenomena and extrapolate the results on the full core studies. Furthermore, we explain significance our conclusions for the safety assessments.

PL

Badania cyklu paliwowego mają na celu optymalizację zużycia paliwa w reaktorach jądrowych. Większość wysiłków naukowych skupia się na całkowitych globalnych wynikach zubożenia materiałów, istotnych z punktu widzenia logistyki elektrowni atomowej. Z drugiej strony, lokalne efekty wypalenia są często zaniedbywane, co może prowadzić do przekłamań w oszacowanych wielkościach. Zaawansowane systemy takie jak reaktory wysokotemperaturowe HTR wciąż wymagają rozwoju wiarygodnego podejścia do fizyki rdzenia w stanie równowagowym. W niniejszej pracy sprawdzamy, czy precyzyjna dyskretyzacja stref paliwowych pozwala zaobserwować nowe efekty wypalenia paliwa w bloku grafitowym. Wyciągamy wnioski dotyczące wpływu na badania całego rdzenia oraz na oszacowania bezpieczeństwa systemu. Zastosowaliśmy kod przepałowy Monte Carlo MCB5 do symulacji zubożeniowych bloku paliwowego z reaktora HTR. Mikro-kapsułki TRISO i podwójna niejednorodność paliwa są precyzyjnie opisane w naszym modelu bazowanym na specyfikacji Projektu PuMA. Aby zbadać lokalne efekty wypalenia sprzężone z fizyką neutronową, dokładna siatka stref wertykalnych (24) oraz radialnych (9) została uwzględniona w naszym modelu numerycznym. Wymagane wielkości fizyczne są zbierane w trakcie procedury Monte Carlo a moduł zubożeniowy używa metody Analizy Trajektorii Transmutacji (TTA) w celu rozwiązania równań Bateman’a. Procedura jest powtarzana przy każdym kroku czasowym. Schemat przekroju bloku paliwowego rozważanego w naszych badaniach. Wyniki numeryczne wskazują na to, że gęstość mocy w paliwie zależy zarówno od pozycji w bloku jak i okresu naświetlenia. Niewielki nadmiar grafitu na pionowych peryferiach zwiększa lokalnie moderację neutronów i przyspiesza wypalanie rozszczepialnych izotopów. Gęstość mocy nie jest jednorodna i większa na brzegach bloku paliwowego. W rezultacie występuje tam wyższa temperatura i przepał paliwa, w szczególności na początku cyklu paliwowego. W przypadku scenariuszy awarii, wadliwe kapsułki mają większą szansę na wystąpienie w takiej lokalizacji.

Słowa kluczowe

EN

High Temperature Reactor; Monte Carlo; graphite block; burnup; plutonium; power profile

PL

reaktor wysokotemperaturowy; metoda Monte Carlo; blok grafitowy; przepał; pluton; profil mocy

• Wydawca: Sieć Badawcza Łukasiewicz - Poznański Instytut Technologiczny
• Czasopismo: Logistyka
• Rocznik: 2015
• Tom: nr 4
• Strony: 9114--9123, CD3
• Opis fizyczny: Bibliogr. 7 poz., wykr., rys.

Twórcy

autor

Kępisty G.

• AGH University of Science and Technology, Faculty of Energy and Fuels, Depart-ment of Nuclear Energy, Krakow, Poland

autor

Królikowski I.

• AGH University of Science and Technology, Faculty of Energy and Fuels, Krakow, Poland

autor

Gajda P.

• AGH University of Science and Technology, Faculty of Energy and Fuels, Krakow, Poland

Bibliografia

• [1] IAEA (2009) Nuclear Fuel Cycle Information System, International Atomic Energy Agency, Vienna, 2009, ISBN 978–92–0–102109–0.
• [2] J. Cetnar, W. Gudowski, J. Wallenius: 1999 MCB: A continuous energy Monte Carlo Burnup simulation code, [in:] Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, EUR 18898 EN, OECD/NEA, 523.
• [3] X-5 MONTE CARLO TEAM (2003) MCNP - A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5, Volume I: Overview and Theory, Los Alamos National Laboratory;
• [4] J. Cetnar: General solution of Bateman equations for nuclear transmutations, Annals of Nuclear Energy 33/2006, 640–645, DOI: 10.1016/j.anucene.2006.02.004;
• [5] J. Cetnar, M. Kopeć, M. Oettingen: Advanced fuel burnup assessment in prismatic HTR for Pu/MA/Th utilization – using MCB system, AGH UST (ISBN: 978-83-911589-2-0).
• [6] R. Plukienea, D. Ridikas: Modelling of HTRs with Monte Carlo: from a homogeneous to an exact heterogeneous core with microparticles, “Annals of Nuclear Energy” 30 (2003) 1573–1585, doi:10.1016/S0306-454(03)00101-4.
• [7] U.S. Nuclear Regulatory Commission (2004) TRISO-Coated Particle Fuel Phenomenon Identification and Ranking Tables (PIRTs) for Fission Product Transport Due to Manufacturing, Operations, and Accidents,NUREG/CR-6844, Vol. 1, Office of Nuclear Regulatory Research, Washington, DC 20555-0001.