Analysis of reactivity initiated accidents for ITU TRIGA Mark II research reactor and the development of a new analysis code

Abstract

Bu çalışmada, farklı RIA (Reactivity Initiated Accident) senaryoları için 1979 yılında işletmeye alınan İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörünün güvenlik analizleri yapılmıştır. Bu çalışma; nükleer endüstride güvenlik analizinin ve araştırma reaktörlerinin öneminin yanı sıra karşılaştırma analizlerinin, güvenlik analizlerinde kullanılması için kod geliştirmede kullanılan nümerik modelleme metodolojilerinin geliştirilmesinin önemini vurgulamaktadır. Bu çalışmanın amaçlarından ilki EUREKA-2/RR kodunu kullanarak İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörünün multifizik modelini oluşturmaktır. Bu kod çeşitli kaza senaryolarının (LOFA, RIA ve LOCA gb.) güvenlik analizini yapmak için nötronik ve termal hidrolik davranışın geçici durum analizlerinde kullanılmaktadır. Bahsedilen model, yedi farklı RIA senaryosunun güvenlik analizi için kullanılmıştır. Modelin geliştirilmesine, nötron akıları için geliştirilen MCNP-V ile nötronik parametreler için geliştirilen Serpent-2 nötronik modellerinin adaptasyonu ile başlanmıştır. Bununla birlikte EUREKA-2/RR kodunda, öncül gruplar için sabit nötronik parametreler kullanılmıştır. Bu nedenle sadece etkin gecikmiş nötron oranı ve ani nötron üretim zamanı hariç kodda bir değişim yapılmamıştır. Ayrıca, geçici durum EUREKA-2/RR modelini oluşturmak için DISSUE, ICETEA ve PREDISCO kodları kullanılmıştır. EUREKA-2/RR kodunun modelleme özelliklerine göre termal hidrolik sistem, her biri akışı ve ısı üretimini temsil eden 10 kontrol hacmine sahip beş kanala bölünmüştür. Analizi yapılan senaryolar: 0,468$/adım, 0,935$//adım ve 1,872$/adım'lık reaktivite girişi (dk/k/adım) ile korunmalı (0,1 saniyelik gecikmeli bir kontrol sistemi ile) ve korunmasız RIA analizi, ayrıca 0,5 saniyede 1,872$/adım'lık korunmasız yavaş reaktivite girişi oranı ve 1,872$/adım'lık korunmalı hızlı reaktivite girişi oranı ile RIA analizi.Bu çalışmanın ikinci amacı ise RIA senaryolarının simülasyonu için İTÜ TRIGA Mark reaktörüne özgü orijinal bir kod geliştirmektir. Kodun algoritması MATLAB programı kullanılarak yazılmıştır. Termal hidrolik sistem iki kanal (sıcak ve ortalama) ve iki boyut (radyal ve eksenel) ile oluşturulmuştur. Ayrıca metodoloji olarak nokta kinetik denklemlerinin çözümü için nokta tabanlı sabit fonksiyon kullanılmıştır. Kod ilgili reaktör için farklı nötronik parametreleri uygulamak adına uygundur. Zaman aralığına bağlı olarak diğer yöntemlerin getirdiği stabilite kısıtlamasından kaçınmak adına ana denklemleri ve ısı denklemini çözmek için backward implicit (geriye kapalı) sonlu fark yöntemi kullanılmıştır. Hidrolik formüller ve ısı transferi paketi İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörünün özelliklerine uygun olarak seçilmiştir. Isı transferi paketi, ısı akısını ve ısı iletim katsayısını soğutulmuş kaynama noktasına kadar kendisi belirleyebilmektedir. Normal çalışma koşullarında kullanılan parametreler analitik olarak çözülmüştür. Bu nedenle TM2-RIA kodu, İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörünün hem durağan haldeki hem de geçici durum davranışını analiz etmeyi amaçlamaktadır. Reaktivite girişleri (dk/k/adım) ile analiz edilen RIA senaryoları; 0,468$/adım, 0,935$//adım ve 1,872$/adım 'dır. Ayrıca, farklı nötronik parametrelerin etkisini ve TM2-RIA kodunun kapasitesini gözlemlemek adına üç set nötronik parametre uygulanarak analizler her bir RIA senaryosu için genişletilmiştir. Bu parametreler; EUREKA-2/RR kodu tarafından kullanılan ve İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörünün Serpent-2 modeli ile üretilen 6 ve 8 gruplu nötron parametreleridir. EUREKA-2/RR modeli ile yapılan güvenlik analizleri, reaktivite girişi değerinin, her reaktivite girişi arasındaki zaman farkının, otomatik ani durdurma kontrolünün ve ani durdurmadaki gecikmenin etkisini göstermiştir. Sonuçlar, reaktivite girişi oranı etkisinin ne kadar önemli olduğunu göstermektedir. 0,935$/adım'lık reaktivite girişi için yaklaşık olarak 3 MW, 0,468$/adım'lık reaktivite girişi için ise 0,7 MW'a ulaşan maksimum güç, 1,872$/adım'lık reaktivite girişi için 450 MW'dan dan yüksek çıkmıştır. Korunmalı reaktivite girişi analizleri, minimum değerine ulaştıktan sonra DNBR'de hızlı bir artışa neden olan negatif reaktivite göstermektedir. Bu durum analiz edilen reaktivite girişleri için reaktörün güvenli olduğunu garantilemektedir. Bununla birlikte özellikle reaktör kinetiğinin başlangıç safhalarında, reaktivite giriş değeri arttıkça ani durdurmanın etkisi azalmaktadır. 0,01 saniyelik kısa gecikmeli durumda maksimum güç 438 MW değerine ulaşırken, özellikle uzun gecikmeli durumlar için 1,872$/adım'lık reaktivite girişinde ani durdurmanın etkisinin çok az olduğu gözlemlenmiştir. Diğer yandan, 0,935$/adım'lık reaktivite girişinde, reaktör gücünün 1 saniyede çalışma gücünden daha az bir değere düştüğü durumda ani durdurmanın etkisinin güç değişiminde etkisi olduğu gözlemlenmiştir. Ayrıca, reaktörün 1,872$'lık yavaş reaktivite girişine tepkisi hızlı reaktivite girişi ile karşılaştırıldığında maksimum güç 0,35 saniye daha gecikmeli meydana gelmektedir ve değeri (~117 MW) daha azdır.Tüm güvenlik marjinleri güvenlik raporunda ve referans dökümanlarda belirtilen güvenlik limitleri içerisinde kaldığı için EUREKA-2/RR modeli, bahsedilen tüm analizlerde İTÜ TRIGA Mark araştırma reaktörünün güvenliğinin sağlandığını göstermektedir. Maksimum zarf yüzeyi sıcaklığı 152 ℃ ve minimum DNBR değeri 1,19 olarak gözlemlenmiştir. Bu değerler çok kısa süreliğine gözlemlendiği için reactor güvenliği açısından bir sorun teşkil etmemektedir. Ayrıca, analizi yapılan tüm senaryolarda İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörünün negatif reaktivite besleme özelliklerine istinaden, yakıt ve zarf sıcaklıkları hızlıca düşmeye başlamıştır. TM2-RIA kodu kullanılarak yapılan analizler, geçici durum ve normal çalışma koşullarında güç, sıcaklık ve DNBR dağılımları için beklenen sonuçları verdiği için gücenilir bir performans göstermiştir. Bu çalışma durağan durumda çalışan reaktör için kontrol hacim boyutunun ve sayısının hesaplamalardaki etkisini göstermektedir. Ayrıca bu kodun, belirtilen nötronik parametreler için İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörünün simülasyonunda başarılı olduğu gözlemlenmiştir. Bu açıdan TM2-RIA kodu, EUREKA-2/RR kodu ile karşılaştırıldığında daha avantajlıdır. Bunun yanısıra, TM2-RIA kodu 1,872$/adım'lık korunmasız RIA senaryosu için İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörünün güvenliğinin sağlandığını göstermiştir. İki nötronik parameter seti için DNBR değeri (~0,9) minimuma ulaşmasına rağmen, reaktör bu durumda çok kısa sürede kaldığı için herhangi bir kritik sonuçla karşılaşılmamıştır. Bununla birlikte kod, 0,468$/adım'lık reaktivite girişinden beş saniye sonra güç davranışında beklenmedik ani düşüşe sebep olarak tutarlı sonuçlar göstermemektedir. Bunun nedeni uygulanan nokta kinetik çözüm yöntemi olabilir, bu nedenle gelecekte yapılacak çalışmalarla kodun geliştirlmesi gerekmektedir.TM2-RIA ve EUREKA-2/RR kodu sonuçları karşılaştırıldığında, 1,872$/adım'lık reaktivite girişi senaryosu için tutarlı sonuç gösterdileri gözlemlenmiştir. Bununla birlikte, tüm analiz süresi boyunca tutarsızlıklar da gözlemlenmiştir. Soğutucu sıcaklığı değişiminin incelenmesi, ısı iletimi özelliklerinde değişime neden olan böyle bir davranışın arkasındaki nedenleri anlamada etkili olmuştur. Bu durum, enerji denklemlerini çözmede farklı nümerik yöntemlerin etkisini göstermektedir. Bunun yanısıra, düşük değerli RIA olaylarında daha belirgin olan iki kod arasındaki performans farkı kodların yapısındaki; nokta kinetik denklemlerinin çözüm yöntemi, termal hidrolik sistemi tanımlayan kontrol hacimlerinin ve kanalların sayısı ve boyutu, reaktivite besleme hesaplamaları gibi birçok farklılığa bağlanabilir. Öncül grupların nötronik parametrelerinin etkisinin sorgulanması, nötronik parametre seçiminin önemini anlamada esastır. Bu ayrıca, nokta kinetik denklemlerinin çözümünde kullanılacak doğru nötronik parametre setlerini seçmenin önemini de göstermektedir. Sonuçlar, her nötronik parametrenin etkisinin reaktivite girişi oranlarına göre nasıl değiştiğini göstermektedir. Bu, bazı durumlarda 0,5 saniyeden fazla zaman farkı için kritik değerlerin ulaşıldığı zaman aralığında gözlemlenebilir. Bunun yanısıra, EUREKA-2/RR'de kullanılan sabit nötronik parametre setinin referans alındığı yerde ilgili değişkenin maksimum relatif farklılıkları hesaplanarak en düşük reaktivite girişinden en yüksek reaktivite girişine kadar ilgili RIA için hesaplanan güç farkı sırasıyla; %6, %42 ve %13 olarak bulunmuştur.

Safety analyses have been performed in this study on the ITU TRIGA Mark II Research Reactor commissioned in 1979 for different reactivity initiated accidents (RIA) scenarios. The study starts by highlighting the importance of safety analysis and research reactors in nuclear industry, benchmark analysis aspect, the evolution of the computational and numerical modelling methodologies in developing codes for the utilization in safety analysis.The objective of this study has involved two phases, first phase consists of; a multi-physics model of ITU TRIGA MARK II using EUREKA-2/RR code. This is a known computer code for transient analysis of the neutronic and thermal-hydraulic behavior for safety analysis of severe accident scenarios (i.e., LOFA, RIA, and LOCA). The model has been used for safety analysis of seven different RIA events. The model development has been initiated by adapting the neutronic models developed by MCNP-V for neutronic fluxes determination and Serpent-2 for finding neutronic parameters (such as; decay constants, delayed neutron fractions, etc.) for six and eight groups. However, the EUREKA-2/RR code has fixed set of neutronic parameters related to precursors groups. Thus, no change has taken place to that respect, except for the effective delayed neutron fraction and prompt neutron generation lifetime. Besides, DISSUE, ICETEA, and PREDISCO codes have been utilized to construct the transient EUREKA-2/RR model. Due to the modelling scheme of EUREKA-2/RR, the thermal hydraulic system has been divided into five channels, each has 10 control volumes (segments) that represent the flow and the heat generation. The scenarios are: protected (with a control system delay of 0.1 second) and unprotected RIA with reactivity insertion (dk/k/step); 0.468$/step, 0.935$/step, and 1.872$/step, also unprotected RIA with slow reactivity insertion rate of 1.872$/ (0.5 seconds) and fast protected (control system delay is 0.01 second) for RIA of 1.872$/step. The second phase consists of; a completely original code developed for TRIGA MARK II with cylindrical fuel type for simulating the RIA scenarios, and the algorithm has been written using MATLAB programming language. The thermal hydraulic system represented by two channels (hot and average) and two dimensions (radial and axial), also the methodologies adapted are as following; pointwise constant function for the solution of point kinetic equations. The code has the freedom in implementing different neutronic parameters of the concerned reactor. Backward fully implicit finite different method has been adapted for solving the governing equations and heat conductivity equation, in order to escape from the stability restriction imposed by other methods, regarding time step size. Furthermore, hydraulic formulas and heat transfer package have been chosen to suit ITU TRIGA MARK II characteristics. The heat transfer package is able to predict the heat flux and heat transfer coefficient till the subcooled boiling region. The initial fields are solved analytically, which also represent the parameters of steady-state (operational) conditions. Therefore, the TM2-RIA code aims to predict the TRIGA Mark II behaviors during operational and transient accidental scenarios. The analyzed RIA scenarios with reactivity insertions; 0.468$/step, 0.935$/step, and 1.872$/step. Moreover, to investigate the capability of TM2-RIA and the influence of different sets of neutronic parameters, the analyses have been extended for each RIA scenario by implementing three sets of neutronic parameters; the fixed set utilized by EUREKA-2/RR, six groups and eight groups generated by Serpent-2 model of ITU TRIGA MARK II. Keeping in mind that the analyses consider only forced convective cooling.The safety analyses demonstrated by EUREKA-2/RR model, have shown the influence of reactivity insertion magnitude, the time between each reactivity insertion, automatic scram control and the delay of the scram action. The results have shown that how significant the influence of the reactivity insertion rate can be. For 1.872$/step; peak power reached more than 450 MW, while in case of 0.935$/step and 0.468$/step they reached around 3 MW and 0.7 MW, respectively. The protected cases have shown strong negative net reactivity, causing a sloppy and a fast increase in the DNBR after it reaches its minimum values. This ensures the safety of the reactor for the three investigated reactivity insertions. However, the bigger the magnitude of reactivity insertion is, the lower the influence of the scram becomes, especially at the reactor kinetics starting stages. The influence of scram is hardly noticed in case of 1.872$/step, especially at the longer delay, while in case of short delay 0.01 sec peak power has reached 438 MW. On the other hand, in case of 0.935$/step, the scram influences the power change behavior, where the reactor's power drops within 1 second to power level less than the operational power. Moreover, the difference in reactor's response due to slow reactivity insertion of 1.872$, when it is compared to fast (step) reactivity, has been translated into; time shifting in peak power occurrence (0.35 seconds difference between fast and slow RIA), and a lower magnitude of power (~117 MW). It has been concluded that the EUREKA-2/RR model ensures safe performance of ITU TRIGA MARK II for all the presented cases, since all values are inside the safety margins addressed by the safety analysis report and other literature sources. It should be kept in mind that the highest cladding surface temperature and minimum DNBR are around 152℃ and 1.19, respectively. That wouldn't violate the safety of the reactor for more conservative safety margins, since the time of their presence is very short. Besides, in all presented scenarios; the power, fuel and cladding temperatures start declining very rapidly afterwards due to the reactivity feedbacks features of TRIGA MARK II till it reaches a quasi-static transient region, where both external and feedback reactivities almost compensate each other. The analysis carried out using TM2-RIA code have shown promising performance since the expected trends of power, temperatures, and DNBR have been predicted during operational and transient states. The study has shown the influence of segments' size and number in the steady-state's calculations. In addition, the code doesn't fail to simulate ITU TRIGA MARK II for the presented sets of neutronic parameters. These indicate the flexibility and the advantages that TM2-RIA possess comparing to EUREKA-2/RR in these regards. Furthermore, the results extracted from TM2-RIA ensures the safety of ITU TRIGA MARK II for the unprotected RIA scenario in case of 1.872$/step. Although the minimum DNBR has been (~0.9) in two of the neutronic sets, no critical consequences have been observed due to the very short time of the reactor being at this state. That being said, the code failed to predict the 0.468/$ RIA event smoothly, where unexpected and strong sloppy decrease has been observed after 5 seconds in power behavior. This can be attributed to the adapted point kinetics solution method, therefore, more improvement in that regard should take place in the future.By the comparison of TM2-RIA and EUREKA-2/RR results, it can be observed that they show fairly good agreement for RIA scenario of 1.872$/step. Although the trends have kept their similarities throughout the full transient time, the gap between the two trends started being more noticeable with time. Investigation of coolant temperature change has been insightful in understanding the reason behind such change in behavior, which leads into change in heat transfer characteristics. This indicates the impact of the different numerical methods adapted in solving the energy equation. Furthermore, the differences between the performance of the two codes, which becomes more obvious at lower magnitude of RIA events. Can be attributed to the effect of many differences in the code's structures (point kinetics solution method, number and size of control volumes and channels that describe the thermal-hydraulic system, initialization, reactivity feedbacks calculations, etc.).The influence of neutronic parameters of precursors groups investigation is proved to be essential in understanding the impact of the neutronic parameters choice. It also proves how important it is to utilize the correct set that is also compiling with the point kinetics solution method. The results have shown how each set of neutronic parameters influence may vary with respect to the reactivity insertion rate and causing differences in predicting the concerned parameters. This can be seen by calculating the temporal location where the critical values are reached, in some cases time difference is more than 0.5 seconds. Besides, by evaluating the maximum relative differences of concerned variable (whereas the fixed set in EUREKA-2/RR selected as reference), they have been found to be; 6%, 42% and 13%, corresponding to RIA from the lowest to the highest reactivity insertion, respectively.