ALMARAZ2 reaktörü için DRAGON2 nötron transport-citation nötron difüzyon kod çifti yardımıyla nötronik hesaplama zincirinin oluşturulması

Abstract

ALMARAZ2 REAKTÖRÜ İÇİN DRAGON2 NÖTRON TRANSPORT - CITATION NÖTRON DİFÜZYON KOD ÇİFTİ YARDIMIYLA NÖTRONİK HESAPLAMA ZİNCİRİNİN OLUŞTURULMASI ÖZET Bu Yüksek Lisans Tez Çalışması iki bölüme ayrılarak incelenebilir. Birinci bölüm hücre hesaplamaları, ikinci bölümse global kalp hesaplamalarıdır. Hücre hesaplamaları için Ecole Polytechnique de Montreal'de geliştirilen DRAGON2 nötron transport kodu, global kalp hesaplamaları için Oak Ridge Ulusal Labaratuvarlarında geliştirilen CITATION nötron difüzyon kodu kullanılmıştır. Tüm hesaplamalar PWR tipi bir reaktör olan ve 1983 yılında işletime açılan İspanya'nın Almaraz2 reaktörü yakıt hücresi, yakıt demetleri ve kalbi modellenerek gerçekleştirilmiştir. Hücre hesaplamaları Almaraz2 reaktörü yakıt hücresi ve yakıt demetleri üzerinde yapılmıştır. Hücre hesaplamaları statik hücre hesaplamaları ve tükenme hücre hesaplamaları olmak üzere ikiye ayrılır. Statik hücre hesaplamalarının amacı farklı zenginlikteki yakıt hücresi ve yakıt demetleri için K^f (sonsuz çoğaltma faktörü) değerlerini elde etmektir. Tükenme hücre hesaplamalarının amacı tükenmeyle Kkf değerlerinin, uranyum ve plütonyumun izotopik içeriğinin nasıl değiştiğini görmek ve dışarıya kaçış olmadan yamçı yutucu çubuklarda kalan boronu bulabilmek için yapılmıştır. Statik hücre hesaplamaları yapılarak yakıt hücresi ve beş değişik yakıt demeti için % 1.5, % 1.7, % 1.9, % 2.1, % 2.3, % 2.5, % 2.6, % 2.7, % 2.9, % 3.1, % 3.3, % 3.5 zenginliklerinde Kinf değerleri elde edilmiştir. Ayrıca yakıt hücresi üzerinde moderator yoğunluğu azaltılması ve Pitch/Diameter oranlarının değiştirilmesiyle, yakıt demeti üzerinde moderator yoğunluğu azaltılması ve sıcaklık arttınmıyla Kinf değerlerinin nasıl değiştiğini görmek için çalışmalar yapılmıştır. Tükenme hesaplamaları % 2.1, % 2.6, % 3.1 zenginlikte UO2 içeren yakıt demetleri için 0, 150, 2000, 4000, 6000, 8000, 10000, 140000, 18000, 22000, 26000, 30000, 34000, 38000, 42000, 46000, 50000 MWd/tU burn-up (tükenme) değerlerinde 0 ve lOOOppm'lik boron ve yamçı yutucu çubuklar katılarak yapılmıştır. Tükenme hesaplamaları 0 MWd/tU'da Xe olmadığı ve sonradan dengeye geldiği yaklaşımıyla yapılmıştır. Global kalp hesaplamalanysa Almaraz2 reaktörü 1. devri için kalp üzerinde yapılmıştır. 0 burn-up 'ta Almaraz2 reaktörü 1. devir güç dağılımı elde edilmiştir. Bu hesaplamaların büyük bir çoğunluğundan elde edilen sonuçlar daha önce altı ülkenin - İspanya, Hindistan, Hırvatistan, Sırbistan, Güney Afrika Cumhuriyeti, Türkiye (Ç.N.AE.M.)- katılımıyla gerçekleştirilen projenin sonuçlarıyla karşılaştırılmıştır. Amaç kodların etkili ve zayıf oldukları noktaların görülmesidir. Sonuçlar karşılaştırıldığında yeterli yakınlığın sağlandığı görülmüştür. xııı

FORMATION OF NEUTRONIC CALCULATION CHAIN WITH THE HELP OF DRAGON2 NETRON TRANSPORT-CITATION NEUTRON DIFFUSION CODE PACKAGE FOR ALMARAZ2 REACTOR SUMMARY This study should be examined in two parts. First part is cell calculations, and the second part is global core calculations. DRAGON2 neutron transport code which was developed in Ecole Polytechnique de Montreal was used for cell calculations, and CITATION neutron diffusion code which was developed in Oak Ridge National Labarotaries was used for global core calculations. Almaraz2 reactor in Spain was used to perform all pincell, assemblies and core calculations. Almaraz2 is a Westinghouse type of PWR. Cell calculations were performed with using the DRAGON2 inputs of pincell and assemblies of Almaraz2. Cell calculations can be divided into two parts. One is static lattice cell calculations, and the other is burn-up lattice cell calculations. Static cell calculations were performed to obtain Kinf values for pincell and assemblies which had different enriched fuel. Burn-up lattice cell calculations were performed to see variations of Kmf, and variations of uranium and plutonium isotopic inventory with burn-up. One function of these calculations was to find the amount of boron remaining in burnable absorbers. Static cell calculations were performed for pincell and five different assemblies had % 1.5, % 1.7, % 1.9, % 2.1, % 2.3, % 2.5, % 2.6, % 2.7, % 2.9, % 3.1, % 3.3, % 3.5 enriched fuel. In addition, some calculations like halving the number density of moderator and changing Pitch/diameter ratios were made to see variations of Kinf with using pincell input and some calculations like halving the number density of moderator and increasing the temperature of fuel, gap, clad, coolant were made to see the variations of Kmf with using the assembly input. Burn-up lattice cell calculations were done for assemblies had % 2.1, % 2.6, % 3.1 enriched fuel at 0, 150, 2000, 4000, 6000, 8000, 10000, 140000, 18000, 22000, 26000, 30000, 34000, 38000, 42000, 46000, 50000 MWd/tU burn-up values at 0 and 1000 ppm boron concentrations with the assumptions of no Xe at burn-up 0 MWd/tU, and equilibrium Xe thereafter. Global core calculations were performed to obtain core power distribution of Almaraz2 for Cycle 1. Finally, the results obtained from these calculations compared with the results obtained from the project of six participants Spain, India, Croatia, Serbia, South Africa, Turkey (Ç.N. A.E.M). The aim of this study to see the the strong and weak parts of the two codes and applied computational approaches and to determine the capacity of the two codes in some neutronic calculations. It can be said the comparison of the results was in a good agreement. xiv