Triga tipi araştırma reaktörleri için bir termalizasyon yöntemi

Abstract

TRIGA TİPİ ARAŞTIRMA REAKTÖRLERİ İÇİN BİR TERMALİZASYON YÖNTEMİ ÖZET Çarpışma Olasılıkları Yöntemi, Integral Transport denkleminin nümerik olarak çözümünü sağlayan ve birim hücre hesaplarında kullanılan bir metottur. Termalizasyon hesaplan olarak bilinen termal grup tesir kesitlerinin hesaplanmasında bu yöntem bilgisayar teknolojisinin gelişmesinden sonra tercih edilen bir yöntem oldu. Bu çalışmada; TRIGA tipi reaktörler için çok gruplu ve çok bölgeli çarpışma olasılıkları yöntemi kullanılarak bir termalizasyon hesabı geliştirilmiştir. TRIGA reaktörlerinin yakıtında yapısal özelliğinden dolayı zirkonyum içermesi yüksek sıcaklıklarda ilave bir geri besleme katsayısına neden olur. Bu nedenle termalizasyon hesabının hassas bir şekilde yapılması TRIGA nötronik analizinde önemlidir. Birim hücre hesabında heterojen geometri olduğu gibi alınmış ve reaktörü temsil eden kare birim hücre silindirik birim hücreye dönüştürülmüştür. Hücre sınırında Wigner-Seitz yaklaşımıyla beyaz sınır koşulu kullanılmış ve hücre dış yüzeyinde net nötron akımı sıfir kabul edilmiştir. Termal Bölgedeki saçılma modelinde tek diferansiyel saçılma tesir kesiti hesabında su içerisindeki hidrojen saçılmaları için Nelkin Kerneli, yakıttaki (ZrHı.ö) hidrojen saçılmaları için Zirkonyum Kerneli, ve diğer çekirdek saçılmaları için Serbest Gaz Kerneli kullanılarak hesaplanmıştır. Epitermal bölgedeki saçılma kaynağı hesabında ise akı l/E alınmıştır. Çok gruplu ve çok bölgeli çarpışma olasılıklarının hesaplanması Bickley fonksiyonlarının integrasyonu ile sağlanmıştır. Elde edilen lineer denklem sistemi simetrik olmayan ve tam dolu bir yapıya sahiptir. Oluşturulan lineer sistemin çözümü için Gauss Eliminasyon metodu kullanılmıştır. Çekirdeğin termal bölgedeki tesir kesitlerine göre 4 ayrı kategoride 1 1 çeşit çekirdek için bir veri tabanı oluşturulmuştur. Elde edilen teorik formülasyonun çözümü için geliştirilen TRTHCP bilgisayar programı FORTRAN dilinde yazılmış ve derlenmiştir. Program, 4 bölgeden oluşan İ.T.Ü. TRIGA Mark-II Reaktörünün termal enerji aralığı OeV-0.911 eV alınarak, 27 enerji grubunda ve toplam 25 bölge üzerinden koşularak termal grup sabitleri elde edilmiştir. Elde edilen sonuçlar, transport düzeltmesi, kesme enerjisi ve sıcaklık gibi faktörlerin etkisi incelenmiş ve diğer program sonuçlarıyla karşılaştınlmıştır. vıı

A THERMALIZATION METHOD FOR TRIGA-TYPE RESEARCH REACTORS SUMMARY The collision probability method is a technique which is used in unit cell calculation and enables the numerical solution of the integral transport equation. With recent advances in computer technology, the method has become the prefered technique for thermalization calculations for the calculation of thermal group cross sections. In this study, a thermalization calculation method has been developed for TRIGA type reactors utilizing the multigroup, multiregion collision probability technique. The special character of the zirconium containing TRIGA fuel results in a high negative temparature cofficient of reactivity at high temparatures. Thus an accurate thermalization calculation is of prime importance in TRIGA neutronic analysis. In unit cell calculation, heterogenous geometry is taken as it is and square unit cell is transformed into cylinrical Wigner-Seitz cell. White boundary conditions are applied at the cell boundary where the current is assumed to vanish. For the scattering model in energy region, Nelkin Kernel is used for hydrogen scatterings in water, harmonic oscillation model is utilized for hydrogen scattering in the fuel. All other scatterings are treated by the free gas kernel. In scattering source evaluation from epithermal energies, a 1/E flux is assumed. Multirgoup, multiregion collision probabilities are evaluated by the integration of Bickley functions. The resulting linear system has a full and nonsymmetric coefficient matrix. For the solution of the linear system, Gauss elimination is employed. The data base library contains eleven nuclei in four different categories. The developed theoretical formulation is implemented in the FORTRAN program TRTHCP. For obtaining the thermal group cross sections, the unit cell of the TRIGA Mark-II reactor of İ.T.Ü. is treated using 27 energy groups and 25 shells and a thermal energy interval of OeV-0.91 leV. The effect of various features, namely transport correction, cutoff energy and temparature, in the thermal-group parameters are assessed. The results obtained by TRTHCP is also compared with the results of other programs. vin