Wyniki wyszukiwania - BazTech

1

Modeling minor actinide multiple recycling in a lead-cooled fast reactor to demonstrate a fuel cycle without long-lived nuclear waste

Stanisz P., Cetnar J., Domańska G.

Nukleonika

|

2015

|

Vol. 60, No. 3, part 2

581--590

EN

The concept of closed nuclear fuel cycle seems to be the most promising options for the efficient usage of the nuclear energy resources. However, it can be implemented only in fast breeder reactors of the IVth generation, which are characterized by the fast neutron spectrum. The lead-cooled fast reactor (LFR) was defi ned and studied on the level of technical design in order to demonstrate its performance and reliability within the European collaboration on ELSY (European Lead-cooled System) and LEADER (Lead-cooled European Advanced Demonstration Reactor) projects. It has been demonstrated that LFR meets the requirements of the closed nuclear fuel cycle, where plutonium and minor actinides (MA) are recycled for reuse, thereby producing no MA waste. In this study, the most promising option was realized when entire Pu + MA material is fully recycled to produce a new batch of fuel without partitioning. This is the concept of a fuel cycle which asymptotically tends to the adiabatic equilibrium, where the concentrations of plutonium and MA at the beginning of the cycle are restored in the subsequent cycle in the combined process of fuel transmutation and cooling, removal of fission products (FPs), and admixture of depleted uranium. In this way, generation of nuclear waste containing radioactive plutonium and MA can be eliminated. The paper shows methodology applied to the LFR equilibrium fuel cycle assessment, which was developed for the Monte Carlo continuous energy burnup (MCB) code, equipped with enhanced modules for material processing and fuel handling. The numerical analysis of the reactor core concerns multiple recycling and recovery of long-lived nuclides and their influence on safety parameters. The paper also presents a general concept of the novel IVth generation breeder reactor with equilibrium fuel and its future role in the management of MA.

2

Eastern-design VVER nuclear reactors in European Union

Oettingen M., Stanisz P., Malicki M.

Logistyka

|

2015

|

nr 4

9537--9551, CD3

EN

In total, 131 nuclear reactors of various types operates in fourteen European Union member states providing about 830 TWh electricity. The main technology used in European Union is the Western-type Pressurized Water Reactor. However, the second most popular technology is the Eastern-type Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reaktor-VVER. The five out of fourteen nuclear countries (Bulgaria, Czech Republic, Finland, Hungary and Slovakia) operate 18 VVER reactors with total electricity output of 80 TWh, which corresponds to about 10% share in nuclear electricity generation and to 2.5% share in total electricity generation in European Union. The paper presents the background of the VVER nuclear reactor technology and analysis of its operation history in European Union member states. The analysis was performed using advanced data banks i.e. The Power Reactor Information System and The Country Nuclear Power Profiles of International Atomic Energy Agency, The Information Library of World Nuclear Association and Eurostat of European Commission. The performed research is devoted to the analysis of the electricity supply and performance indicators of VVER nuclear reactors, which also plays an important role for the logistics and transportation in European Union.

PL

Obecnie w czternastu krajach Uni Europejskie(UE) pracuje 131 reaktorów jądrowych różnego typu zapewniających ok. 830 TWh energii elektrycznej. Głównym typem reaktora jadowego używanego w krajach UE jest reaktor wodny ciśnieniowy Typu Zachodniego. Jednak, drugim najbardziej powszechnym typem reaktora jest reaktor wodny ciśnieniowy Typu Wschodniego - VVER (Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reaktor). Pięć z czternastu krajów posiadających energetykę jądrową w UE (Bułgaria, Czechy, Finlandia, Węgry oraz Słowacja) posiada 18 reaktorów typu VVER produkujących ok. 80 TWh energii elektrycznej, co odpowiada ok. 10% produkcji energii elektrycznej z procesów jądrowych, jak również 2.5% całkowitej produkcji energii elektrycznej w Uni Europejskiej. Artykuł przedstawia ogólną charakterystykę reaktorów typu VVER jak i historię ich implementacji w krajach Uni Europejskiej. Analiza została przeprowadzona przy użyciu zasobów dostępnych w międzynarodowych bazach danych m.in.: „The Power Reactor Information System” oraz „The Country Nuclear Power Profiles” Międzynarodowej Agencji Energii Atomowej, „The Information Library” Międzynarodowego Stowarzyszenia Jądrowego oraz „Eurostat” Komisji Europejskiej. Przedstawiona analiza skupia się na charakterystyce produkcji energii elektrycznej oraz współczynników wydajności reaktorów VVER, co ma również istotne znaczenie dla logistyki i transportu w Uni Europejskiej.

3

Depletion uncertainties propagation for replica calculations in the lead cooled fast reactor

Stanisz P., Oettingen M., Kępisty G.

Logistyka

|

2015

|

nr 4

9794--9804, CD3

EN

Most Monte Carlo codes are used to determine certain values with their uncertainty accompanying through stochastic process. Those estimations are crucial information to determine the logistics of frontend and the back-end of nuclear chain supply management. Monte Carlo method simulate physics interactions, where correct results can be obtained if users is running a sufficient number of neutron histories adequately to sample all significant regions of the problem. The code by using internal random walks of neutrons is able to estimate a nuclear parameter k-eff (multiplication factor) and fission source distribution responsible for the ratio of new neutrons generation in the following step. Each neutron generation converges to the fix distribution, which can be characterized by Shannon entropy. Tallies of k-eff and spatial reaction rates starts accumulated information after adjusted cut-off step. However, convergence can stop at some level causing neutron distribution tilt and introducing influence to the reaction rate. Locally slightly different power distribution can occurs resulting in slightly different density evolution of the isotopes. In this paper we apply technics of multi “independent replicas” calculations. The ide based on many simulations of the same system using different random sequences to obtain slightly various solutions which will allows us to build any probability density function. Statistical analysis of the results would allow assessing the uncertainties in the calculated isotopes densities. In this work we examine multi recycle scheme in the fast neutron spectrum based on The Lead-cooled Fast Reactor (LFR) defined and studied at the level of technical design in order to demonstrate its propagation of isotopes evolutions together with uncertainties and highlight systematic errors, due to the number of simulated particles. All simulated aspect has to be considered while performing Monte Carlo burnup simulations.

4

Analysis of melcor code utility for safety assessment of high-temperature reactors

Skolik K., Malicki M., Stanisz P.

Logistyka

|

2015

|

nr 4

9739--9745, CD3

EN

Small Modular Reactors (SMR) are probably one of the solutions to world’s nuclear energy problems. They could be cheaper than classical Nuclear Power Plants (NPP) and they could provide diversification of power production. High Temperature Reactors (HTR) are of interest for big companies with huge energy consumption as a fairly inexpensive and relatively independent source of power. According to the designers, in the future it will be possible to place one of the SMRs inside a factory or very close to the city. Before it happens it is necessary to conduct a lot of analysis which can prove that this concept is safe. The aim of this paper is to describe one possible way to assess safety features by using one of the best computer codes for severe accident analysis, MELCOR. The authors try to assess if existing computer codes give us a tool to create proper model of HTR and simulate its failure. The next question is what are the advantages and disadvantages that characterize Small Modular Reactors.

PL

Małe reaktory modułowe mogą być przyszłością w produkcji energii. Mogą rozwiązać wiele problemów związanych zarówno ze zwiększeniem wymagań społecznych co do konsumpcji energii jak i dywersyfikacji dostaw w miejsca trudno dostępne i dla przemysłu. Ze strony przemysłu, potencjalnych użytkowników reaktorów HTR określenie warunków lokalizacji reaktora jest jednym z najistotniejszych zagadnień. Po pierwsze reaktor aby był użyteczny musi być w bezpośrednim sąsiedztwie instalacji przemysłowych, po drugie nie może stwarzać zagrożeń dla nich, ani te instalacje nie mogą zmniejszać bezpieczeństwa samego reaktora. Dlatego też celem niniejszego opracowania jest zbadanie użyteczności kodu MELCOR powszechnie wykorzystywanego w energetyce jądrowej do określenia globalnych warunków bezpieczeństwa. Służy on do analiz awarii ciężkich w reaktorach jądrowych. Ze względu iż jest on ciągle rozwijany pozwala również na modelowanie niekonwencjonalnych lub mało popularnych reaktorów jądrowych. HTR to przykład takiego właśnie nowatorskiego podejścia do energetyki jądrowej. MELCOR dzięki ciągłemu rozwojowi zarówno istniejących już modeli, jak i poszerzania jego możliwości pozwala również na analizę takiego właśnie pryzmatycznego, wysokotemperaturowego reaktora, chłodzonego helem.

5

Use of Monte Carlo Simulation to Optimize the Loading Pattern Using an Ant Colony Algorithm

Stanisz P, Oettingen M.

Logistyka

|

2014

|

nr 4

4927--4933, CD6

EN

This paper deals with loading pattern optimization that is logistic domain in nuclear reactors. To find the best distribution we created algorithm based on a recent method the Ant Colony Optimization (ACO) algorithm, which is used in transport networks. In our work we used the Monte Carlo methods witch the SERPENT code. This method provided well estimated multi-group cross sections. Our model, which was described by a cross section representation, was handled by the ACO algorithm coupled with the PARCS code. The final result shows convergence of our calculations. Cooperation of these three methods have been determined and presage more detailed study in future. This paper describes the methodology, with some final results obtained by the ACO algorithm through Monte Carlo calculations and Core simulation.

PL

Artykuł dotyczy optymalizacji załadunku paliwa bazującego na obliczeniach Monte Carlo. Optymali-zacja załadunku jest zagadnieniem logistycznym. Do znalezienia najlepszego rozkładu, stworzyliśmy własny algorytm bazujący na obiecujących wynikach uzyskiwanych za pomocą Algorytmu Kolonii Mrówek (AKM) szeroko wykorzystywanego w transporcie. Do otrzymania odpowiednich wyników wspiera-liśmy się programem Monte Carlo SERPENT, dzięki któremu otrzymaliśmy wielogrupowe przekroje czynne dla określonych kaset paliwowych. Następnie nasz model, był wykorzystywany przez program PARCS i zarządzającym nim, napisanym przez nas programem. Ostateczne rezultaty potwierdzają asymptotyczną zbieżność naszych wyników. Została osiągnięta współpraca trzech metod obliczeniowych. Artykuł przedstawia metodologię wraz z niektórymi rezultatami otrzymanymi za pomocą wyżej wymienionymi programami.

6

Stability and Accuracy of Step Models for Burnup Calculations as an Improvement of Nuclear Fuel Cycle Precision and Logistics

Kępisty G., Stanisz P.

Logistyka

|

2014

|

nr 4

4405--4413, CD6

EN

In the paper we describe problems related to steady-state Monte-Carlo burnup calculations of nuclear fuel. The existence of power profile oscillations coupled with Xe135 instabilities in LWR system was shown using code MCB5. The problem comes from instability of staircase point depletion algorithm applied to exponential solution of Bateman equations. The new methodology suggested in literature was implemented and tested. The results of calculations and efficiency of new model are important from the point of view of fuel cycle analysis and nuclear fuel logistics. Precise information about production and consumption of mass of isotopes is desired for planning transport of radioactive materials.

PL

W niniejszej pracy opisujemy problem związane z równowagowymi obliczeniami przepałowymi typu Monte-Carlo. Obecność oscylacji profilu mocy sprzężonych z niestabilnością Xe135 w systemach lekko-wodnych została pokazana z użyciem kodu MCB5. Problem pochodzi z niestabilności schodkowego modelu kroku w użyciu do rozwiązań równań Batemana. Nowa metodologia sugerowana w literaturze została zaimplementowana i przetestowana. Wyniki obliczeń i efektywność nowego modelu są istotne z punktu widzenia analizy cyklu paliwowego i logistyki paliw jądrowych. Dokładna informacja o produkcji i konsumpcji izotopów jest cenna przy planowaniu transportu materiałów promieniotwórczych.