Titelaufnahme

Titel
Neutronics analysis of the TRIGA Mark II reactor core and its experimental facilities / Rustam Khan
Verfasser / Verfasserin Khan, Rustam
Begutachter / BegutachterinBöck Helmuth
Erschienen2010
Umfang131 S. : Ill., graph. Darst.
HochschulschriftWien, Techn. Univ., Diss., 2010
Anmerkung
Zsfassung in dt. Sprache
SpracheEnglisch
Bibl. ReferenzOeBB
DokumenttypDissertation
Schlagwörter (DE)TRIGA Mark II Reaktor / Kernberechnungen / Monte Carlo Simulation / ORIGEN2
Schlagwörter (EN)Neutronics / TRIGA Mark II Reactor / current core / MCNP/ ORIGEN2 / Perturbation analysis
Schlagwörter (GND)Forschungsreaktor / Reaktorkern / Neutronenphysik / Monte-Carlo-Simulation
URNurn:nbn:at:at-ubtuw:1-41612 Persistent Identifier (URN)
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Neutronics analysis of the TRIGA Mark II reactor core and its experimental facilities [12.08 mb]
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Zusammenfassung (Deutsch)

Die vorliegende Arbeit berechnet das neutronenphysikalischen Zustand des TRIGA Mark II Reaktors der am Atominstitut seit 1962 in Betrieb ist. Der derzeit verwendete Reaktorkern besteht as drei verschiedenen Sorten von Brennelementen, nämlich Elemente mit einer Aluminium hülle und 20 % Uran Anreicherung, weiter analoge Elemente allerdings mit eine Stahlhülle sowie Elemente mit einer 70 % Urananreicherung und Stahlhülle, sogenannte FLIP (=Fuel Lifetime Improvement Program) Elemente. Dieser komplizierte Kernaufbau sowie die Betriebsgeschichte von 48 Jahren machen die Berechnungen der Kernparameter äußerst kompliziert. Die vorliegende Arbeit verwendet zu diesen Berechnungen zwei der besten und meit verwendeten Simulationsprogramme nämlich MCNP (Monte Carlo N-particle Code) für die statische Berechnung und ORIGEN2 für die dynamischen Berechnungen.

Die vorgelegte Dissertation berechnete zuerst mittels MCNP den ersten Kernaufbau im März 1962, der nur aus 20 % Aluminium Brennelementen aufgebaut war. Diese Berechnungen wurden durch drei Experimenten, die bei der Inbetriebnahme erfolgten bestätigt. Dabei handelt es sich um das 1. Kritikalitäts-Experiment, die Reaktivitätsverteilung im Reaktorkern und die Neutronen-Flussdichteverteileung, diese drei Experimente wurden 1962 gut dokumentiert und zur Validierung der Berechnungen herangezogen.

Beim ersten kritischen Experiment wurde der Reaktorkern mit dem 57.en Brennelement kritisch und erreichte eine Überschussreaktivität von 9,3 cents, dies wurde mit der MCNP Berechnung bestätigt. Auch die damals gemessene Neutronen-Flussverteilung konnte mit MCNP sehr gut modelliert werden.

Seit der 1.Kritikalität wurden weiter Brennelemente mit Stahlhülle mit 20 % bzw 70 % Anreicherung dem Kern zugeladen, bis der heutige Mischkern entstand.

Zusätzlich wurden im Laufe der Jahre die im Kern befindlichen Brennelemente auch umgeladen, sodass sich die in unterschiedlichen Kernpositionen befanden und damit unterschiedlichen Abbrand ausgesetzt waren.

Ein wichtiger Abschnitt war die genaue Erfassung aller Materialdaten, die aus Lieferscheinen, dem Sicherheitsbericht sowie anderen Reaktorunterlagen und direkten Kontakten mit der Reaktorlieferfirma zusammen gestellt wurden. Mit Hilfe von ORIGEN2 wurde für jedes einzelne Brennelement die Abbrandgeschichte und das Spaltproduktinventar berechnet. Die Berechnungen wurden durch Messung des Cs-137 Gehalts an sechs Aluminium Brennelementen verifiziert. Mit diesen Ergebnissen wurde dann unter Verwendung von MCNP der Abbrand aller 83 derzeit im Reaktorkern befindlichen Brennelementen per 30.6.2009 berechnet. Die Wiederholung des kritischen Experiments zeigte, dass der Reaktor zum Stichtag mit 78 Brennelementen kritisch wird. Die Abweichung von Experiment und MCNP Berechnung liegt zwischen 3 und 19%. Auch die radiale und axiale Verteilung der Neutronenflussdichte zeigt Übereinstimmung zwischen MCNP Berechnung und Experiment.

Weiters wurde auch im Rahmen dieser Arbeit die Rückwirkung von kleinen Veränderungen im zentralen Bestrahlungskanal des TRIGA Reaktors (Luftblase, Kadmium, Schweres Wasser) mittels MCNP berechnet und mit entsprechenden Experimenten verglichen.

Zuletzt wurde mittels MCNP die Neutronen-Flussverteilung in Bestrahlungseinrichtungen wie Thermische Säule, Strahlrohre und biologischen Schild berechnet, der Unterscheid zwischen Simulation und Experiment liegt bei ca 13 %.

Zusammenfassung (Englisch)

The neutronics analysis of the current core of the TRIGA Mark II research reactor is performed at the Atominstitute (ATI) of Vienna University of Technology.

The current core is a completely mixed core having three different types of fuels i.e.

aluminium clad 20 % enriched, stainless steel clad 20 % enriched and SS clad 70 % enriched (FLIP) Fuel Elements (FE(s)). The completely mixed nature and complicated irradiation history of the core makes the reactor physics calculations challenging. This PhD neutronics research is performed by employing the combination of two best and well practiced reactor simulation tools i.e. MCNP (general Monte Carlo N-particle transport code) for static analysis and ORIGEN2 (Oak Ridge Isotop Generation and depletion code) for dynamic analysis of the reactor core.

The PhD work is started to develop a MCNP model of the first core configuration (March 1962) employing fresh fuel composition. The neutrons reaction data libraries ENDF/B-VI is applied taking the missing isotope of Samarium from JEFF3.1. The MCNP model of the very first core has been confirmed by three different local experiments performed on the first core configuration. These experiments include the first criticality, reactivity distribution and the neutron flux density distribution experiment. The first criticality experiment verifies the MCNP model that core achieves its criticality on addition of the 57th FE with a reactivity difference of about 9.3 cents. The measured reactivity worths of four FE(s) and a graphite element are taken from the log book and compared with MCNP simulated results. The percent difference between calculations and measurements ranges from 4 to 22 %.

The neutron flux density mapping experiment confirms the model completely exhibiting good agreement between simulated and the experimental results.

Since its first criticality, some additional 104-type and 110-type (FLIP) FE(s) have been added to keep the reactor into operation. This turns the current core into a complete mixed core. To analyze the current core, a good knowledge of burned fuel material composition is essential. Because of the complications of experimental methods for measuring each FE, the ORIGEN2 computer code is selected for burn up and relevant material composition calculation. These calculations are verified by measuring the Cesium isotope (Cs-137) for six spent FE(s). Modifying the confirmed ORIGEN2 model for 104 and 110 (FLIP) FE(s), the burn up calculations of all 83 FE(s) of the current core are completed and applied to the already developed MCNP model. The detailed MCNP model of the burned core is verified by three local consistent experiments performed in June 2009. The criticality experiment confirms the model that the current core achieves its criticality on addition of 78th FE. The five FE(s) from different ring positions are measured to confirm the theoretical results. The percent deviation between MCNP predictions and experimental observations ranges from 3 to 19 %. The radial and axial neutron flux density distribution experiment verifies the MCNP theoretical results in the core.

The theoretical and experimental perturbation study in the Central Irradiation Channel (CIR) of the core is performed. The reactivity effect of three small cylindrical samples (void, Cadmium and heavy water) are measured and compared with the MCNP predictions for verification. Applying the current core MCNP model, the void coefficient of reactivity is calculated as 11 cents per %-void.

To perform the calculation in the experimental facilities outside the reactor core, the MCNP model is extended to the thermal column, radiographic collimator, four beam tubes and biological shielding. The MCNP results are verified in the thermal column and the beam tube A region. The percent difference between the simulated and experimental neutron diffusion length is 13 %.

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