Abstract
The thesis is devoted to the validation of fuel burnup modelling with MCB Monte Carlo system using destructive assay data from Ohi-2 Pressurized Water Reactor.
Section 1 describes motivation and objectives of the study as well as its significance
for the international scientific community.
Section 2 gives the concept of the Pressurized Water Reactor on the basis of the
4-loop Westinghouse reactor, which is installed in Ohi nuclear power plant, unit 2. The PWR is described from the technical point of view. Particular attention is given to the explanation of the role of the reactor components which are significant for the core neutronics and thus fuel burnup, e.g. burnable poison. The design and functions of reactor pressure vessel internals as well as in-core components are shown. The engineering design of the 17x17 fuel sub-assembly used for the development of the numerical model for validation of fuel burnup modelling using the MCB system is explicitly described.
Section 3 deals with the principles of the Monte Carlo modelling of the reactor
physics. Firstly, general features and possible usage areas of the MCB code are presented. Next, the nuclear data evaluations used for validation of fuel burnup modelling are reviewed. The last two sub-sections focus on the numerical set-up implemented in the MCB code for neutron transport and burnup calculations, respectively. Practical issues related to the construction of the numerical model, including transformation of the engineering specification to the computational geometry are also presented.
Section 4 presents results of the fuel burnup validation obtained in the numerical
modelling using MCB. First, the methodology developed for the numerical reconstruction of the Ohi-2 irradiation experiment and the characteristics of the developed numerical model are shown. Analytical methods used for the measurements of the final actinide concentrations are also described. Next, the general performances of the investigated fuel sub-assembly obtained in the numerical simulation are evaluated in terms of their consistence with principles of the reactor physics. Finally, the measured and calculated actinide concentrations are compared, which is the main goal of the burnup validation. In addition, obtained calculated-to-experiment ratios are compared with the results of other burnup validation studies.
Section 5 concludes the major scientific outcome of the thesis, summarizes presented
study and recommends directions for future research in the domain of burnup validation using the MCB system.
Streszczenie
Celem niniejszej pracy jest walidacji modelowania wypalania paliwa za pomocą systemu Monte Carlo MCB z wykorzystaniem danych z pomiarów niszczących paliwa jądrowego z reaktora PWR – Ohi-2.
Rozdział 1 opisuje cele przedstawionej monografii jak również istotność wykonanych badań dla międzynarodowego środowiska naukowego.
Rozdział 2 przedstawia zasady działania lekko-wodnego ciśnieniowego reaktora PWR na przykładzie 4-pętlowego reaktora firmy Westinghouse. Ten typ rektora jest zainstalowany w drugiej jednostce elektrowni jądrowej Ohi, gdzie została naświetlona kaseta paliwowa z której pobrano próbki do badań niszczących. Rektor jest opisany z technicznego punktu widzenia ze szczególnym uwzględnieniem komponentów mających wpływ na neutronikę rdzenia a tym samym na proces wypalania paliwa jądrowego. Rozdział również opisuje konstrukcję oraz funkcje głównych elementów zbiornika ciśnieniowego oraz rdzenia reaktora, przede wszystkim kasety paliwowej typu 17x17, której model został zaimplementowany numerycznie w celu przeprowadzenia obliczeń walidacyjnych.
Rozdział 3 obrazuje teoretyczne podstawy modelowania Monte Carlo fizyki rdzenia reaktorów jądrowych. W pierwszej kolejności autor opisuje właściwości oraz obszary zastosowania systemu MCB. Następnie zaprezentowane są wykorzystane w obliczeniach ewaluacje danych jądrowych. Ostatnie dwie sekcje opisują aparat matematyczny zaimplementowany w systemie MCB do opisu zagadnień transportu neutronów oraz procesu wypalania paliwa jądrowego. Dodatkowo przedstawione są praktyczne aspekty związane z budową modelu numerycznego takie jak transformacja geometrii inżynierskiej na geometrię numeryczną.
Rozdział 4 prezentuje wyniki otrzymane podczas symulacji numerycznej wypalania paliwa jądrowego przy pomocy systemy MCB. W pierwszej części pokazana jest metodologia opracowana w celu rekonstrukcji eksperymentu przeprowadzonego w rektorze Ohi-2 oraz zaprojektowany model numeryczny. Następnie przedstawiono metody analityczne związane z pomiarem koncentracji aktynowców w zużytym paliwie jądrowym. Ogólna charakterystyka modelowanej kasty paliwowej otrzymana w symulacji numerycznej oraz analiza spójności otrzymanych wyników z prawidłowościami fizyki reaktorowej jest przedstawiona w kolejnym podrozdziale. Zwieńczeniem rozdziału jest analiza porównawcza zmierzonych i policzonych koncentracji aktynowców, co jest głównym celem walidacji wypalania paliwa jądrowego.
Ponadto, obliczone współczynniki zgodności zostały porównane ze współczynnikami przedstawionymi w innych pracach naukowych dotyczących walidacji wypalania paliwa jądrowego.
Rozdział 5 podsumowuje otrzymane wyniki, uwzględnia najważniejsze wnioski oraz zawiera rekomendacje dalszych badań naukowych w obszarze walidacji wypalania paliwa jądrowego przy użyciu systemu MCB.
