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Title
Neutronic modelling of the new TRIGA core and experimental validation / von Marcella Cagnazzo
Additional Titles
Entwicklung eines Neutronenfluss- und Brennstoff-Abbrandmodels für den neuen TRIGA Reaktorkern und dessen experimentelle Validierung
AuthorCagnazzo, Marcella
CensorBöck, Helmuth
Thesis advisorVilla, Mario
PublishedWien, 2018
Description176 Seiten : Illustrationen, Diagramme
Institutional NoteTechnische Universität Wien, Dissertation, 2018
Annotation
Zusammenfassung in deutscher Sprache
Annotation
Abweichender Titel nach Übersetzung der Verfasserin/des Verfassers
LanguageEnglish
Document typeDissertation (PhD)
Keywords (DE)TRIGA Reaktor / Kernmodellierung / Abbrandberechnungen
Keywords (EN)TRIGA reactors / Core modelling / Burnup calculations
URNurn:nbn:at:at-ubtuw:1-111677 Persistent Identifier (URN)
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Neutronic modelling of the new TRIGA core and experimental validation [6.15 mb]
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Abstract (German)

Monte-Carlo Modellierung des neuen TRIGA Reaktorkernes und dessen experimentelle Validierung Eines der zentralen Themen der Auslegung und des Betriebes von Kernkraftwerken inklusive deren Brennstoffzyklus, ist die Entwicklung flexibler, computerbasierter Methoden, um die kritischen Parameter des Kernes (z.B.. Überschuss- und Abschalt-Reaktivität, Reaktivitätskoeffizienten, etc.), die räumliche Verteilung des Neutronenflusses, sowie die zeitliche Entwicklung der nuklearen Brennstoffzusammensetzung (Produktion und Verbrauch von Uran, Plutonium und weiterer Aktiniden, Kinetik gesättigter und ungesättigter Neutronengifte, etc.) zu bestimmen. Dabei ist die Flexibilität dieser Methodik von zentraler Bedeutung, um die Entwicklung von Reaktoren, die sich in ihrer Kerngeometrie, in der Materialzusammensetzung, der Komponenten, der Zusammensetzung des Brennstoffes oder in ihren Neutronenenergiespektren unterscheiden können, zu ermöglichen. Dementsprechend ist das Hauptziel dieser Dissertation, eine auf verschiedenen Monte Carlo Codes basierende Methodik auszuarbeiten, die es ermöglicht, die oben genannten Parameter und Größen zu ermitteln und die Resultate der Berechnungen mit direkten Messungen zu validieren. Der zweite Schwerpunkt dieser Dissertation liegt darin, mit der validierten Methode, die zeitliche Entwicklung der Brennstoffzusammensetzung des TRIGA MARK II der TU Wien zu berechnen. Dabei konzentriert sich diese Arbeit auf folgende Parameter: (a) Neutronenflussverteilung innerhalb und außerhalb des Kernes (b) Kritische Parameter wie Überschuss- und Abschalt-Reaktivität sowie die Reaktivitätswerte der Absorberstäbe (c) Umwandlungsraten (Auf- und Abbau), der für die Analyse der zeitlichen Entwicklung der Brennstoffzusammensetzung unter Bestrahlung wichtiger Nuklide, mit Augenmerk auf zeitliche Veränderung von Aktiniden und Zerfallsprodukte. Die Monte Carlo Berechnungen der Umwandlungsraten und der Neutronenflussverteilungen wurden mit experimentell ermittelten Datensets verglichen, dazu wurden folgende Messungen vorgenommen. (a) Bestimmung der Neutronenflüsse und der damit verbundenen Energieverteilung innerhalb des Reaktorkernes (sowohl vertikal als auch radial) und an Positionen außerhalb der Kernes ( wie zB Probendrehkranz und horizontalem Strahlenrohr) des TRIGA MARK II Reaktors. Die Messungen wurden unter Verwendung der Folien-Aktivierungsmethode und anschließender Flussentfaltung mit dem iterativen SAND II Code, durchgeführt; (b) Ermittlung der neutroneninduzierten Umwandlungsraten in Uran- und Thorium-Folien nach der Bestrahlung in den unter (a) beschriebenen Positionen durch Gammaspektroskopie; (c) Messung der Aktivitätsverteilung von Spaltprodukten entlang der axialen Ebene der bestrahlten Brennelemente am TRIGA Reaktor. Die Aktivitätsverteilung wurde mit einer vorhandenen Scanning Anlage für TRIGA Brennelemente untersucht und damit verschiedene Spaltprodukte analysiert. Die Evaluierung der Selbstabsorptionskoeffizienten und geometrischen Koeffizienten erfolgt durch Monte Carlo Analyse mit dem MCNP6-Code. Die Ergebnisse der experimentellen Daten wurden zur Validierung verschiedener Monte Carlo Berechnungsmodellen unter Verwendung von MCNP6 und Serpent-2 herangezogen. Die Validierung erfolgt in folgenden Schritten: (d) Nach Vorliegen der neuen MCNP6 und Serpent-2 Modelle des neuen LEU TRIGA Reaktorkernes erfolgten die Berechnungen für die Neutronenflussverteilungen an den experimentell festgelegten Positionen wie in (a) beschrieben. (e) Anschließend wurden die verifizierten MCNP6 und Serpent-2 Modelle dazu verwendet, die Neutronenflüsse und Energiespektren in den restlichen Positionen im Kern zu bestimmen. Die Methodik wurde auch für den Bereich innerhalb der Brennelemente angewendet, da dort keine Messungen durchgeführt werden können. (f) Das Serpent-2 Modell ermöglicht es, die neutroneninduzierten Umwandlungsraten in Uran- und Thoriumfolien und Brennelementen zu berechnen. Diese wurden unter denselben Bedingungen, wie auch bei den Messungen (b) und (c), bestrahlt. Die gute Übereinstimmung zwischen Theorie und Experiment erlaubt es, diese Methode auch zur Bestimmung des Abbrandes der Brennelemente anzuwenden. (g) Zusätzlich wird das Serpent-2 Reaktormodell herangezogen, um die kritischen Parameter der ersten LEU-Kernkonfiguration des TRIGA MARK II Reaktors zu bestimmen. Diese weisen eine sehr gute Übereinstimmung mit den zur Verfügung stehenden historischen Reaktordaten auf.

Abstract (English)

Neutronic modeling of the new TRIGA core and experimental validation One of the key issues concerning the design and management of new generation nuclear power plants and research reactors and related fuel cycles is the development of flexible computational methods for determining the critical parameters of the cores (such as excess of reactivity, shut-down margin, reactivity coefficients, etc.), the distribution of neutron fluxes and the time evolution of nuclear fuel composition (production and depletion of uranium, plutonium and minor actinides, kinetics of saturable and unsaturable poisons, etc.). The flexibility of the methodology is of paramount importance in order to allow to study nuclear reactors that present a wide variability of core geometries, structural materials compositions, fuel composition and neutron energy spectra. In this regard, the primary objective of this Ph.D. Research Project is to develop a methodology, based on the use of Monte Carlo codes, for the evaluation of the above-mentioned parameters and quantities and validate it by benchmarking the results of the calculations with direct measurements. A second objective of this Ph.D. Research Project is to estimate, using the validated methodology, the time-evolution of the fuel composition in the TRIGA Mark II reactor of TU Wien. In specific, the Research Project focused on the evaluation of the following parameters and quantities: (a) the neutron fluxes distribution in- and out-core; (b) the critical parameters such as core excess of reactivity, shut-down margin and control rods reactivity worth; (c) the transmutation rates (production and depletion) of nuclides relevant for the study and analysis of the time-evolution of the nuclear fuel composition under irradiation, focusing on major and minor actinides and on fission products. Measurements are performed to obtain a substantial set of data to benchmark Monte Carlo calculations on both neutron flux distributions and transmutation rates. The measurement are carried out in order to: (a) map the neutron fluxes and related energy distributions in-core (along both vertical and radial axes) and out-core positions (from the Lazy Susan facility to one horizontal beam tube) at the TRIGA Mark II reactor of TU Wien; the measurements were performed using a method based on activation of different material foils followed by a flux de-convolution analysis using the iterative code SAND II; (b) determine, by means of gamma-ray spectrometry, the neutron-induced transmutation rates in natural uranium and thorium target foils after irradiation in one of the positions characterized in (a); (c) detect the activity distribution of fission products along the axial dimension of irradiated fuel elements (FEs) at the TU Wien TRIGA reactor; the activity distribution is measured by means of a fuel gamma scanning device and different fission products are detected (self-absorption coefficients and geometric efficiencies are evaluated by means of Monte Carlo calculation performed using the MCNP6 code). The results of the measurements are used to benchmark different Monte Carlo computation models developed using MCNP6 code and Serpent-2 code. The validation procedure is as follows: (d) The MCNP6 model and the Serpent-2 model for the new LEU (Low Enriched Uranium) core of the TRIGA Mark II reactor of TU Wien are developed and calculations for neutron fluxes distributions are performed in correspondence of the experimentally characterized positions (a). The validation of the MCNP6 and Serpent-2 reactor models are performed based on the good agreement between the calculations and the measurements of the neutron flux distributions and related neutron energy spectrum across the reactor. (e) The MCNP6 and Serpent-2 validated models are used to calculate the neutron fluxes and energy spectra in other positions of the reactor core, including inside the FEs, other than those where measurements are performed. (f) The Serpent-2 model is used to calculate the neutron-induced transmutation rates in uranium and thorium target foils and in irradiated fuel elements (FEs) under the same irradiation conditions of the measurements performed respectively in (b) and (c); the good agreement between calculation and measurement results validates the methodology for the evaluation of the burn-up of the FEs. (g) Serpent-2 reactor model is additionally used to evaluate the critical parameters of the first LEU core configuration of the TU Wien TRIGA reactor which show a good agreement with the experimental values available from the reactor historical data sheets.

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