Nükleer güç reaktörlerinde reaktivite kaza senaryolarını incelemek için yeni bir nodal kinetik ve termohidrolik analiz modeli

Abstract

NÜKLEER GUÇ REAKTÖRLERİNDE REAKTİVİTE KAZA SENARYOLARINI İNCELEMEK İÇİN YENİ BİR NODAL KİNETİK VE TERMOHİDROLİK ANALİZ MODELİ ÖZET Bu doktora tez çalışmasında; su soğutmalı nükleer güç reaktörlerin kalbindeki herhangi bir reaktivite kaza senaryosunu hızlı ve yeterli hassasiyette incelemek için bir gruplu Nodal Kinetik ve Termohidrolik Analiz (NOKTA) kodu geliştirilmiştir. Reaktör kalbinde bir geçiş anında, nötronik parametrelerin nasıl değişeceğini, nötron akı profilinin ve güç dağılımının ne olacağım tespit etmek için bir gruplu nodal kinetik çözüm tekniği geliştirilmiş ve termohidrolik hesaplar için, altkanal analizine dayanan ve uluslararası yaygın kullanımı olan COBRA kodu ile uyarlanmıştır. Böylece, herhangi bir geçiş anında, termohidrolik ve nötronik değerler birlikte ele alınarak reaktör kalbinin davranışı bir bütün olarak incelenebilmektedir. COBRA-IV-I kodu, reaktör kalbinde sadece altkanal termohidrolik analizleri yapar. Bir geçiş anında, özellikle önemli bölgesel reaktivite değişimlerinde, bu analizler yalnız başına yeterli olmayıp nötronik analizlerle birlikte yapılması gerekir. Kararlı çalışma hallerinde, gerek nötronik ve gerekse termohidrolik analizler ayrı ayrı yapılabilir. Çünkü, bu durumlarda, her bir analiz için gerekli parametreler öncelikle bilinir ve biri diğerinin hesabında kullanılır. Ancak, herhangi bir geçiş anında, gerek nötronik ve gerekse termohidrolik değerler değişeceğinden dinamik analizler, kendi başlarına yeterli olmayabilir. Bu, özellikle hızlı geçişlerde ve olası reaktivite kaza durumlarında çok daha önemli olup, reaktör hesaplarında nötronik ve termohidrolik analizlerin birlikte yapılmasını zorunlu kılar. Bu nedenle, doktora tez çalışmamızda; nötronik hesaplar için geliştirdiğimiz ve nodal kinetik çözüm tekniğine dayanan NODKIN programı ile COBRA kodu birlikte uyarlanarak bir nodal kinetik ve termohidrolik analiz (NOKTA) kodu geliştirilmiştir. Reaktör kalbinde herhangi bir geçiş esnasında ve olası reaktivite kaza hallerinde, nötronik ve termohidrolik parametreler birlikte ele alınarak, reaktörün güvenli işletimi için belirlenen limitlerin ne derece zorlanacağı, geliştirmiş olduğumuz NOKTA kodu ile tespit edilebilir. Ayrıca, ksenon salımmlanm inceleme amacıyla, NOKTA kodu, özellikle yavaş geçişlerde ve sistemin kararlılığı için önemli olan ksenon dinamiği hesaplarını da içermektedir. Analizler için, bir işletim amnda reaktör kalbine ait her türlü termohidrolik parametreler, hesaplamada kullanılacak bağıntılara ait bilgiler, bütünsel ve XIbölgesel nötronik parametreler ve bir gruplu nötron akı profili gibi veriler girdi dosyasında ifade edilmektedir. NOKTA kodu ile inceleyebileceğimiz geçici rejimler, kontrol çubuk hareketlerini (yavaş veya çok hızlı), akışkan içerisindeki boron miktarındaki ve termohidrolik parametrelerdeki değişimleri içermektedir. COBRA kodunda olduğu gibi, termohidrolik değerlerdeki değişimler, sistem basıncında, akışkanın kalbe giriş entalpi veya sıcaklığında ve kalbe giriş kütle debisinde veya kalp boyunca oluşan basınç azalmasında meydana gelen farkları kapsamaktadır. NOKTA kodu, sistemin güç profilini ve değişimini nodal nötron kinetiği ile hesapladığından güç değişimi bir geçici rejim olarak NOKTA kodunda ele alınmaz. COBRA kodu, reaktör kalbine ait bütün termohidrolik parametreleri hesaplar. Örneğin, yakıt çubuk sıcaklığını, akışkanın entalpisini, sıcaklığını, yoğunluğunu ve hızını, taşınım katsayısını, kalb boyunca oluşan basınç düşümünü, kalb içinde kanallar arası kütle geçişini ve reaktör güvenliği bakımından çok önemli olan kritik ısı akısını hesaplar. Nodal nötron dinamiği ile bir gruplu nötron akı profili ve güç dağılımı hesaplanır. Böylece, reaktör kalbinde bir geçici rejim, termohidrolik ve nötronik parametreler birlikte ele alınarak daha doğru ve hızlı bir şekilde incelenir. Burada, kullanılan nötron dinamiği, bir gruplu nodal nötron difuzyon yaklaşımına dayanır. Dolayısıyla, hesapların hassasiyeti, bir gruplu nodal difuzyon yaklaşımına ve nodal boyutlardaki ortalama nötronik ve termohidrolik değerlerin doğruluğuna bağlı olmaktadır. NOKTA kodu, bu yaklaşımlarla güvenlik parametrelerini, nötronik ve termohidrolik değerleri, basit bir nötronik modelleme ile doğru ve hızlı bir şekilde hesaplamaktadır. Termohidrolik parametrelere ilaveten bir gruplu nötronik değerler koda girdi olarak verilmektedir. Bu değerler, gecikmiş nötronlara ait bilgileri, geri besleme katsayılarını ve makroskopik tesir kesitlerini içermektedir. Kontrol çubuk hareketleri, bulundukları bölgelerin makroskopik tesir kesitlerinde meydana getirdikleri değişimlerle ifade edilmektedir. Herhangi bir işletim esnasında, reaktör kalbinde gerek termohidrolik ve gerekse nötronik bir değişim meydana geldiğinde, sistemin buna karşı nasıl davranacağı, bu çalışmada geliştirdiğimiz NOKTA kodu ile hızlı ve yeterli doğrulukta tespit edilebilmektedir. Böylece, herhangi bir geçici rejimde, reaktör işletim ve güvenlik limitlerinin ne derece zorlanacağı NOKTA kodu ile hesaplanmaktadır. Bu doktora tez çalışmasında yapılan analiz ve değerlendirmelerde, NOKTA kod sonuçlarının, daha hassas fakat çok uzun süre alan üç boyutlu kod sonuçlan ile gayet uyumlu ve bununla birlikte, nokta kinetik kod sonuçlarından çok daha hassas oldukları gösterilmiştir. Şüphesiz, yapılacak analizlerin tutarlılığı ve doğruluğu, sistem parametrelerinin doğru ve değişkenlerin uygun şekilde ifade edilmesinden bağımsız değildir. Nötronik hesaplar için geliştirdiğimiz nodal kinetik çözüm tekniği, diğer çözüm teknikleri ile mukayese edildiğinde, bazı üstün yönlerinin olduğu görülmüştür. Sonuç olarak, yaptığımız çalışma göstermiştir ki bir reaktör kalbinde oluşabilecek herhangi bir reaktivite kazası veya geçici rejim, nötronik ve termohidrolik parametreler birlikte ele alınarak geliştirdiğimiz NOKTA kodu ile yeteri kadar hassas ve hızlı bir şekilde analiz edilebilmektedir. XII

A NEW NODAL KINETICS AND THERMOHYDRAULICS ANALYSIS MODEL FOR ANALYZING REACTIVITY ACCIDENTS IN NUCLEAR POWER REACTOR CORES SUMMARY In this dissertation study, a one group Nodal Kinetics and Thermohydraulics Analysis (NOKTA) code has been developed for analyzing any reactivity accident event in a water cooled nuclear power reactor core fast and accurately. A one group nodal kinetics solution technique developed by us is used to calculate what neutron flux profile and power distribution will be and that how neutronic parameters will change in the reactor core during a transient. COBRA code, based on subchannel analysis and commonly in use in the world, was arranged for thermohydraulic calculations. Thus, the behavior of a reactor core can be completely investigated with including neutronic and thermohydraulic parameters together during a transient period. The COBRA-IV-I code can handle only subchannel thermohydraulics analysis in a reactor core. During a transient, especially large regional reactivity changes, thermohydraulics analysis which is not sufficient by itself, should be done with neutronics analysis together. However, for a steady state, either neutronics or thermohydraulics analysis can be performed separately. In this case, any parameter can be used for other computation because the needed parameters for other analysis are previously known. But, when neutronic and thermohydraulic parameters are counted separately, transient analyses may not be accurate enough because both neutronic and thermohydraulic values will change during the transient. Indeed, this situation gets more serious especially for fast transients and possible reactivity accidents. Therefore, it requires that both neutronics and thermohydraulics analyses should be performed together in reactor analyses. Because of this, a nodal kinetics and thermohydraulics analysis (NOKTA) code has been developed by arranging the COBRA-IV code with a NODKIN program which we built with using a nodal kinetics solution technique for neutronic calculations. During any transient and in possible reactivity accident cases, it can be determined with our developed NOKTA code, in which thermohydraulic and neutronic parameters used together, that how much the limits set for the safe operation of a reactor will be exceeded. In addition, xenon dynamics, important particularly for slow transients and stability analyses of the system, was included in the calculations in order to perform all computations that might be necessary. At an operation time, data like all thermohydraulic parameters belong to the reactor core, information about correlations that will be used in the computation, xinglobal and regional neutronic parameters and one group neutron flux profile are defined in the input file for analyses. Transient cases that can be analyzed with the NOKTA code consist of the motions of the control rods (motion, slow or very fast) and changes in the amount of boric acid in the fluid and in thermohydraulic parameters. As stated in the COBRA code, the changes in the thermohydraulic values can be variations that occur in the system pressure, in the enthalpy or the temperature of the fluid at core inlet and in the core inlet mass flow rate or in the pressure decrease existing along the core. The NOKTA code always calculates the power profile and power change by using a nodal neutron kinetics. The COBRA code computes all the thermohydraulic parameters in a reactor core. For example, it reckons the fuel rod temperature, the enthalpy, temperature, density and velocity of the fluid, the rod surface heat transfer coefficient, the pressure decrease along the core, the mass transfer between subchannels in the core and the critical heat flux which is very important for safe operation of the reactor. Neutron flux profile and power distribution are calculated by nodal neutron kinetics. Thus, a transient case in a reactor core, is analyzed by coupling neutronic and thermohydraulic parameters togather in a more accurate and faster way. In this computation, neutron kinetics used is based on a one group nodal neutron difussion approach. The one group nodal neutron difussion approach and the homogenization of the neutronic parameters at nodal sizes effect on the accuracy of the calculations. With these approximations, the NOKTA code which uses a simple neutronics model may have estimate the thermohydraulic values and safety parameters more accurately and faster. In addition to thermohydraulic parameters, one group neutronic parameters are given as input to the code. These data consist of the values belong to delayed neutrons, feedback coefficients and macroscopic cross sections. Control rod motions can be defined with the changes caused by the motions in the macroscopic cross sections of the regions in which the control rods move. At any operation time, it can be estimated with the NOKTA code fast and accurately that how the system will behave against a change occuring in either thermohydraulic and neutronic parameters of the core. Hence, it can be determined with the NOKTA code that how much the operation and safety limits of a reactor will be exceeded during any transient case. In analyses and evaluations done in this study, it is shown that the results of the NOKTA code agree well with the results calculated with more sophisticated but time consuming three dimensional codes and, in addition to this, are much more accurate than those computed with point kinetics codes. Of course, the accuracy and reliability of the analyses that will be done are not independent from correctly and accordingly definitions of the system parameters and variables. When the nodal kinetics solution technique, developed and used for the neutronic calculations, is compared with other solution techniques, it can be seen that the nodal technique has some advantages over the others. Finally, as shown in this dissertation study, any reactivity accident event can be investigated more accurately and faster, by further developing the nodal kinetics solution technique used in the NOKTA code. XIV