Wyniki wyszukiwania - BazTech

1

Control rods shadow effect in the VENUS-F core

Orliński M., Gajda P., Skolik K.

Logistyka

|

2015

|

nr 4

9552--9560, CD3

EN

One of the most important areas of nuclear energy development is partitioning and transmutation (P&T) of nuclear waste. The main aspect of these activity is reusing of the spent nuclear fuel with its three main befits: reduced amount of highly radioactive waste, reduction of required storage time and better use of uranium ore resources. The goal is to achieve so called closed nuclear fuel cycle. It requires development of new reactor technologies, such as fast reactors (FR) and accelerator driven systems (ADS). The ADS is not a new concept, but such system was newer built. Due to their enhanced safety proprieties, the concept was revived as a system dedicated for transmutation. Due to the fact that ADS works in the subcritical state some aspects of the core physics differ from critical reactors used to date. Because there is an addition neutron source in the middle of the core, the neutron flux distribution is different. This fact has consequences to fuel burnup in different regions of the core or control rods efficiency. Those topics should be therefore investigated more closely. Important issue is the assessment of mutual interaction between different control rods called the shadowing effect, namely how position of one of the rods affects the efficiency of the other.

PL

Jednym z najważniejszych obszarów rozwoju energetyki jądrowej są technologie związane z transmutacją odpadów promieniotwórczych. Celem jest ponowne wykorzystanie wypalonego paliwa i osiągnięcie tzw. zamkniętego cyklu paliwowego. Największymi zaletami takiego rozwiązania są redukcja ilości odpadów promieniotwórczych, skrócenie niezbędnego czasu ich składowania oraz lepsze wykorzystanie dostępnych zasobów rudy uranowej. Wymaga to jednak rozwoju nowych technologii reaktorów, takich jak reaktory prędkie (FR) czy układy podkrytyczne sterowane akceleratorem (ADS). Układy podkrytyczne nie są koncepcja nową, ale nigdy nie został jeszcze uruchomiony przemysłowy układ tego typu. Ich największa zaletą po kątem transmutacji jest zwiększony margines bezpieczeństwa pracy, wynikający z pracy w stanie podkrytycznym. Jednakże praca w takim stanie powoduje, że pewne aspekty fizyki rdzenia w układach ADS różnią się od klasycznych reaktorów krytycznych. Oczywistym skutkiem zastosowania dodatkowego źródła neutronów jest znacząco wyższy strumień neutronów w środku rdzenia, niż na obrzeżach. Ma to wpływ m.in. na wypalenie paliwa w różnych regionach rdzenia czy efektywność prętów kontrolnych. Zagadnieniem prezentowanym w tym artykule jest ocena występowania efektu przesłaniania prętów kontrolnych w reaktorze VENUS-F. Efekt ten może powodować, że wartość danego pręta może być zależna od położenia innego. W artykule zawarto ocenę występowania efektu przesłaniania na podstawie danych eksperymentalnych oraz obliczeniowych, uzyskanych przy pomocy kodu MCNP. Uzyskane wyniki zależą od użytej metody. Dane eksperymentalne pokazują słaby ujemny efekt przesłaniania, natomiast dane symulacyjne nie pozwalają na wydanie jednoznacznej oceny. Jeśli efekt ten występuje, to jest jednak mało znaczący. Wykryta została również niewielka asymetria rdzenia.

2

Assessment of the control rods shadow effect in the VENUS-F core

Cetnar J., Domańska G., Gajda P., Janczyszyn J.

Nukleonika

|

2014

|

Vol. 59, No. 4

137--143

EN

The partitioning and transmutation (P&T) of spent nuclear fuel is an important fi eld of present development of nuclear energy technologies. One of the possible ways to carry out the P&T process is to use the accelerator driven systems (ADS). This technology has been developed within the EURATOM Framework Programmes for several years now. Current research in this fi eld is carried out within the scope of 7th FP project FREYA. Important parts of the project are experiments performed in the GUINEVERE facility devoted to characterising the subcritical core kinetics and development of reactivity monitoring techniques. The present paper considers the effects of control rods use on the core reactivity. In order to carry out the evaluation of the experimental results, it is important to have detailed core characteristics at hand and to take into consideration the differences in the effect of control rods acting separately or together (the so-called shadow effect) on both the reactivity value and the measured neutron fl ux. Also any core asymmetry should be revealed. This goal was achieved by both MCNP simulations and the experimental results. However, in the case of experimental results, the need for calculating respective correction factors was unavoidable.

3

Study of temperature distribution of fuel, clad and coolant in the VVER-1000 reactor core during group-10 control rod scram by using diffusion and point kinetic methods

Rahgoshay M., Rahmani Y.

Nukleonika

|

2007

|

Vol. 52, nr 4

159-165

EN

In this paper, through the application of two different methods (point kinetic and diffusion), the temperature distribution of fuel, clad and coolant has been studied and calculated during group-10 control rod scram, in the Bushehr Nuclear Power Plant (Iran) with a VVER-1000 reactor core. In the reactor core of Bushehr NPP, 10 groups of control rods are used of which, group-10 control rods contain the highest amount of injected negative reactivity in terms of quantity as compared to other groups of control rods. In this paper we explain impacts of negative reactivity, caused by a complete or minor scram of group-10 control rods, on thermoneutronic parameters of the VVER-1000 nuclear reactor core. It should be noted that through these calculations and by using the results, we can develop a sound understanding of impacts of this controlling element in optimum control of the reactor core and, on this basis, with careful attention and by gaining access to a reliable simulation (on the basis of results of calculations made in this survey) we can monitor the VVER-1000 reactor core through a smart control system. In continuation, for a more accurate survey and for comparing results of different calculation systems (point kinetic and diffusion), by using COSTANZA-R,Z calculation code (in which neutronic calculations are based on diffusion model) and using WIMS code at different areas and temperatures (for calculation of constant physical coefficients and temperature coefficients needed in COSTANZAR, Z code) for the VVER-1000 reactor core of Bushehr NPP, calculation of temperature distribution of fuel elements and coolant by using diffusion model is made in the course of group-10 control rods scram and afterwards.