Analyses of control rod worth and reactivity initiated accident (RIA) of ITU Triga Mark II research reactor

Abstract

Bu tez çalışması kapsamında İTÜ TRIGA Mark II eğitim ve araştırma reaktörü için kontrol çubuğu değeri ve reaktivite nedenli kaza analizi (RIA) yapılmıştır. İTÜ TRIGA Mark II reaktörü İTÜ Enerji Enstitüsü'nde yer almakla beraber ilk kritikliğine 1979 yılında ulaşan bir araştırma reaktörüdür. Reaktör güvenliği konsepti açısından kontrol çubuğu değeri çok önemlidir. Kısaca, kontrol çubukları reaktörün güç seviyesini istenen seviyede tutmak için kullanılır. Bu nedenle kontrol çubuğu değerinin doğru bir şekilde hesaplanması büyük önem taşımaktadır. Teknolojinin de gelişmesiyle hesaplamalı yöntemler ile yapılan analizlerin önemi günümüzde her alanda olduğu gibi nükleer alanda da geçmişe nazaran artmıştır. Her analiz için deneysel yöntemleri kullanmaktansa güvenilir bir hesaplamalı yöntem kullanmak çok daha avantajlı hale gelmiştir. Deneysel prosedürlere bağlı kalmadan, güvenilirliği sağlanmış hesaplamalı bir yöntemle farklı senaryolar için analiz yapabilmek zamanı verimli kullanmak açısından büyük fayda sağlamaktadır. Araştırma reaktörlerinde yapılan deneyler, geliştirilen nümerik metodların doğruluğunu test etme olanağı sağlamaktadır. Bu tez çalışmasının amaçlarından biri de kontrol çubuğu değerlerinin nümerik analiz sonuçlarını deneysel sonuçlarla karşılaştırıp nümerik modelin doğruluğunu değerlendirmektir. İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktöründe darbe, güvenlik ve ayar çubukları olmak üzere üç adet kontrol çubuğu bulunmaktadır. Darbe çubuğu asıl olarak geçici darbe durumunda, genel olarak ise tüm kontrol çubukları reaktördeki güç seviyesi değişimlerinin güvenli bir şekilde gerçekleştirilmesinde kullanılmaktadır. Ayrıca, gerekli durumlarda reaktörün çalışmasının durdurulmasında da kontrol çubukları kullanılmaktadır. Deneysel olarak integral çubuk değeri grafiklerini elde etmede pozitif periyot metodu kullanılmıştır. Diferansiyel çubuk değeri kontrol çubuğunun birim hareketi sonucu oluşan reaktivite değişimini ifade etmektedir. Buna istinaden, kontrol çubuğunun toplam değerini ifade eden integral çubuk değeri grafiğinin eğimi ile diferansiyel çubuk değeri grafiği elde edilmektedir. Integral ve diferansiyel değer grafiklerini elde etmek için 3B tam kalp MCNP modeli kullanılmıştır ve bu model ile nümerik olarak elde edilen sonuçlar deneysel sonuçlarla karşılaştırılmıştır. 3B MCNP modeli Dr. Senem Şentürk Lüle tarafından (Dr. Mehmet Türkmen'in ve Mohammad Allaf'ın katkılarıyla) İTÜ TRIGA Mark II eğitim ve araştırma reaktörü için çeşitli analizlerde kullanılmak üzere İTÜ Enerji Enstitüsünde üretilmiştir. İTÜ Nümerik analizler için deneysel yöntem olan pozitif periyot metodun aksine çubuk ekleme metodu kullanılmıştır. Diğer kontrol çubukları reaktörün dışındayken, analizi yapılacak olan kontrol çubuğu belirlenen adımlarla reaktörün içine sokulur ve her adımda elde edilen reaktivite değişimi ile integral ve diferansiyel çubuk değeri elde edilir. Bu metot nümerik olarak tez çalışmasında iki şekilde uygulanmıştır; MCNP modelinde, adımlar arasında nötron kaynağı kaydederek ve bir de nötron kaynağı kaydedilmeden yapılan çubuk ekleme analizi. Normalde MCNP'de KSRC kartı ile bir başlangıç nötron kaynağı atanarak yapılan kritiklik hesaplama analizi, bir de KSRC kartı kullanılmadan, bir önceki adım sonucu çıkan nötron kaynağı gelecek adımın kritiklik hesabına eklenerek yapılmıştır. Bu iki yöntemin sonuçları birbirine çok yakın çıkmıştır, bunun yanında nötron kaynağı kaydedilerek yapılan analiz sonucu elde edilen integral çubuk değeri grafiği deneysel grafiğe şekil olarak biraz daha yakın davranış göstermiştir. Bunun nedeni, başlangıç nötron kaynağı olarak KSRC kartı kullanmak yerine bir önceki adım sonucu elde edilen nötronları sonraki adımın nötron kaynağı olarak kullanarak kritiklik hesapları için MCNP ile daha gerçekçi bir yaklaşım yapılmasıdır. Toplam çubuk değerleri için nümerik ve deneysel sonuçlar arasındaki bağıl hata %5'ten az çıkmaktadır. Bu da nümerik modelin yeterince doğru olduğunu ve ileriki analizlerde kullanılabileceğini göstermektedir. Deneysel verilere dayanarak kontrol çubuğu değeri analizleri reaktör kalbinin ilk konfigürasyonuna göre yapılmıştır. Bununla birlikte, MCNP ile kritiklik analizi yapılarak tüm kontrol çubukları reaktörün dışındayken fazlalık reaktivite hesabı yapılmıştır. Fazlalık reaktivite değeri darbe çubuğunun değerinden daha az, dolayısıyla tüm kontrol tubuklarının toplam değerinden de daha az çıkmıştır. Bu da gösteriyor ki kontrol çubukları fazlalık reaktiviteyi dengeleyebilecek durumdadır. Bu durumun sağlanması, güvenlik açısından reaktör için önemlidir. RIA analizi nükleer reaktörlerin güvenliği açısından önemli konseptlerden biridir. RIA durumunda reaktörde fisyon oranı değişmektedir, dolayısıyla güç de değişmektedir. Bu nedenle RIA sonucu güç ve sıcaklık değişimlerini incelemek reaktör için güvenlik limitlerinin aşılıp aşılmadığını kontrol etmek için gereklidir. RIA darbe analizleri $1.5, $1.81 ve $2'lık reaktivite girişleri ile İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörü için PARET/ANL kodu kullanılarak yapılmıştır. PARET/ANL kodu nokta kinetik denklemleri ile termal hidrolik denklemleri kuplaj ederek analiz yapmaktadır ve araştırma reaktörleri için süreksiz durum analizlerinde kullanılmaktadır. Deneysel verilere istinaden $1.5 ve $1.81'lık reaktivite girişleri için başlangıç gücü 50 W, $2'lık reaktivite girişi için ise 200 W olarak alınmıştır. Reaktör gücünün, yakıt merkez sıcaklığının, zarf yüzeyi sıcaklığının ve soğutucu sıcaklığının darbe sonrası zamana göre değişimi gözlemlenmiştir. İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörü için darbe durumunda maksimum gücün güvenlik limiti 1200 MW'dır. Bununla birlikte yakıt ve zarf sıcaklıkları için güvenlik limitleri sırasıyla 1150°C ve 760°C'dir. PARET/ANL analizi sonuçlarına göre $1.5 ve $1.81'lık darbe reaktivite girişleri sonucu elde edilen maksimum güç deneysel verilere çok yakındır. $2'lık darbe reaktivite girişi için ise maksimum güç deneysel verilere göre %11 farkla daha fazla çıkmıştır. Sonuç olarak, PARET/ANL analizleri sonucu elde edilen maksimum güç değerleri deneysel verilere nazaran daha fazladır. Bu da güvenlik açısından olumlu birşeydir, çünkü PARET/ANL sonucu yapılan güç ve sıcaklık analizlerinde eğer güvenlik limitleri aşılmamışsa gerçek darbe durumda zaten aşılmayacaktır. PARET/ANL sonuçlarına göre $1.5, $1.81 ve $2'lık darbe reaktivite girişleri için maksimum güç değerleri sırasıyla 69 MW, 180 MW ve 275 MW olarak elde edilmiştir. Maksimum yakıt merkez sıcaklıkları ise bahsedilen darbe reaktivite girişleri için sırasıyla, yaklaşık 290°C, 332°C ve 376°C olarak elde edilmiştir. Bununla birlikte $1.5'lık darbe reaktivite girişi için maksimum zarf yüzeyi sıcaklığı 102°C, $1.81 ve $2'lık darbe reaktivite girişleri için ise 125°C olarak elde edilmiştir. Elde edilen maksimum güç ve sıcaklık değerleri gösteriyor ki reaktör için güvenlik limitleri aşılmamaktadır. Ayrıca, $2'lık darbeden daha fazla olan reaktivite girişleri için PARET/ANL ile verilen tüm zaman boyunca analiz yapılamamıştır. PARET/ANL kodu geliştiricilerine göre doğal taşınım modelleri için yüksek reaktivite girişi analizi yapılmaması önerilmektedir. Çünkü yüksek reaktivite girişi esnasında oluşan boşluk formlarından dolayı PARET/ANL istenilen tüm zaman dilimi boyunca geçici durum analizi yapamamaktadır. Sonuç olarak, yapılan kontrol çubuğu değeri ve RIA analizlerine göre bahsedilen reaktivite girişleri esnasında reaktör güvenli bir şekilde çalışmaya devam edecektir, kontrol çubuğu değerleri fazlalık reaktiviteyi dengelemede ve gerektiğinde reaktörün çalışmasını durdurmada yeterlidir.

The control rod worth and RIA pulse analyses of ITU TRIGA Mark II research reactor have been done in the scope of this thesis study. ITU TRIGA Mark II is a research reactor in ITU Energy Institute and it reached the first criticality in 1979. Control rod worth is a very important concept in terms of safety of a nuclear reactor. Control rods are basically used to make changes on the power level of the reactor. Therefore, the accuracy in calculating the control rod worth value is crucial. Having a reliable computational model rather than doing experiments is a great advantage in terms of time efficiency and being able to analyze different cases without being dependent on experimental procedures. Analyses on research reactors provide opportunity to validate numerical models using the experimental data done on research reactors. One of the aims of this thesis is to estimate control rod worth values numerically and compare the results with experimental ones. ITU TRIGA Mark II research reactor has three control rods; transient, safety, and regulating rods. Transient rod is used mainly for pulse transients and regulating and safety rods are used to safely change the reactor power with transient rod. The research reactor is shut down with the control rods when it is necessary. Control rod worth is expressed in two ways; integral and differential rod worth. Integral rod worth curves are obtained using positive period method experimentally. The differential rod worth means the reactivity change per unit movement of the control rod, so the differential rod worth curve is obtained using the slope of integral rod worth curve. 3D full core MCNP model ,which is generated at the Energy Institute of ITU by Dr. Lecturer Senem Şentürk Lüle (thanks to Dr. Türkmen and Mr. Allaf for their contributions) for various calculations on ITU TRIGA Mark II research reactor, is used to create integral and differential rod worth values numerically and to compare the numerical results with experimental data. Rod insertion method is used for numerical analysis rather than positive period method as in experiment. Rod insertion method is applied for the concerned rod when the other control rods are fully withdrawn. This method is applied in two ways as source recorded and no source recorded rod insertion methods for this thesis study. The results of these two methods are so close to each other, but the shapes of integral rod worth curves are little bit closer to the experimental ones for source recorded case than no source recorded case. The reason for this is that the source output of previous step is used for source recorded analysis rather than giving an initial source for criticality calculations for MCNP. Relative error between total control rod worth values of numerical and experimental methods is less than 5% which is very low. Control rod worth analysis is carried out for fresh fuel configuration of the reactor core based on experimental data. In addition, it is observed that excess reactivity can be compensated by the control rods since it is lower than the total worth of all control rods in the reactor. RIA (Reactivity Initiated Accident) analysis is significant for the safety of nuclear reactors. It creates changes in fission rate, so in power in the reactor. Analyzing power and temperature values after RIA provides to see if safety limits for peak values are exceeded or not. PARET/ANL code couples the thermal hydraulic and point kinetics equations and it is used for transient analysis of research reactors. RIA pulse analysis has been done for $1.5, $1.81 and $2 reactivity insertions, based on experimental data, using PARET/ANL code for ITU TRIGA Mark II research reactor. Initial power is 50 W for $1.5 and $1.81 reactivity insertions and 200 W for $2 reactivity insertion. The power, fuel centerline temperature, clad surface temperature and coolant temperature versus time behaviors are analyzed after aforementioned pulse scenarios. The peak power limit for ITU TRIGA Mark II research reactor is 1200 MW for pulse. In addition, safety limits for fuel and clad temperatures are 1150°C and 760°C, respectively. It has been seen that the peak power values for $1.5 and $1.81 pulse reactivity insertions are so close to the experimental values. The power is over predicted by almost 11% for $2 pulse reactivity insertion. However, peak power values after all pulse scenarios are over predicted by PARET/ANL code which is good in terms of safety. This shows that PARET/ANL is a conservative code for the pulse analyses. If the peak temperature values do not exceed the safety limits after pulse for PARET/ANL analysis, they will not exceed safety limits in real pulse situation anyway. The peak power values are 69 MW, 180 MW and 275 MW for $1.5, $1.81 and $2 pulse reactivity insertions respectively according to PARET/ANL analysis. The peak fuel centerline temperature values are 290°C, 332°C and 376°C respectively. In addition, peak clad surface temperature values are 102°C for $1.5 reactivity insertion, 125°C for $1.81 and $2 reactivity insertions. It can be seen from the results that peak power and peak temperature values are in safety limits. The reactivity insertions higher than $2 could not be modeled using PARET/ANL, the code developers recommend that PARET/ANL should not be used in case of high reactivity insertions for natural convection models. Because of void formation in the core for high reactivity insertions, the code cannot simulate the whole transient time. Finally, all analyses for control rod worth and RIA show that the reactor will continue operating safely in case of aforementioned reactivity insertions and the worth of control rods are enough to compensate the excess reactivity and carry out the shutdown of reactor when it is needed.