Calculation of radiation fluence on the nuclear reactor pressure vessel by Monte Carlo simulation

Abstract

NÜKLEER REAKTÖR BASINÇ KABI RADYASYON AKISININ MONTE CARLOSİMÜLASYONU İLE HESAPLANMASITufan YaşarÖZEkonomik ve güvenlik kriterlerinden dolayı bir nükleer santralin reaktör basınçkazanının kullanım süresi boyunca dayanıklılığının garantilenmesigerekmektedir. Çünkü bir nükleer santralin ömrü boyunca reaktör basınç kabinideğiştirmek mümkün değildir. Bu yüzden kazan malzemesinin radyasyondandolayı oluşan tahribatının hesaplanması oldukça önemlidir.Birçok kazan malzemesi için uzun süreli radyasyon tahribatı ile ilgili çalışmayapılmıştır. Bu çalışmalar genellikle SPECTER, NPRIM vb. gibi kodlarlayapılmıştır. [1] Bu kodlardan elde edilen sonuçların doğruluğu kullandıkları tesirkesiti kütüphaneleri ile ilintilidir. Bu çalışmalar malzemelerin radyasyonadayanıklılıklarının anlaşılmasında ve reaktör basınç kabı malzemesi olarak yenimalzemeler keşfedilmesinde yardımcı olmaktadır.Reaktör basınç kabinin yıpranması temelde radyasyon akısına bağlıdır. Hızlınötronlar tahribattaki birincil sebeptir. Araştırmalar göstermiştir ki yüksek basınçlısu reaktörü basınç kabındaki tahribat 1MeV'den yüksek enerjili nötronlardanmeydana gelmektedir.Bu çalışmada Belçika'daki Venüs araştırma reaktörü basınç kabı üzerine düsennötron akısı hesaplanmıştır. Kor 3 boyutlu olarak MCNP ile modellenmiştir. Güçdağılımı ve nötron akısı dağılımı hesaplanmıştır. Kap üzerine düşen akıbulunduktan sonra SPECTER ve SPECOMP kodları ile dpa büyüklüğü, He ve Holuşum oranları hesaplanmıştır. Venüs oldukça düşük akili bir reaktörolduğundan sonuçlar çok küçük cıkmış, ayni kazan malzemesi ve yüksek akı içintahribat hesaplamaları tekrar yapılmış ve karşılaştırılmıştır.Anahtar Sözcükler: Venüs Tepkiri, Basınç kabı, Monte Carlo Simülasyonu,SPECTER, SPECOMP, Dpa, He ve H üretim oranıDanışman: Prof. Dr. Üner Çolak, Hacettepe Üniversitesi, Nükleer EnerjiMühendisliği Bölümü, Nükleer Enerji Mühendisliği Anabilim Dalı

CALCULATION OF RADIATION FLUENCE ON THE NUCLEAR REACTORPRESSURE VESSEL BY MONTE CARLO SIMULATIONTufan YaşarABSTRACTBecause of economical reasons and for safety conformation during nuclearpower plant life time, ensuring the integrity of reactor pressure vessel (RPV)material is an important task. The RPV cannot be placed during the lifetime andtherefore its integrity must be ensured over the design life time. For this reason itis important to simulate the effects of radiation (especially long term) on RPVmaterial.Many studies were performed for a wide variety of types of vessel materials toensure the integrity during the life time. Most of them were done with codes asSPECTER, NPRIM, etc. [1]. The accuracy of such studies is strongly dependenton the cross section libraries the codes use. These studies help to solve materialissues and develop new materials to use as reactor pressure vessels.The primary concern of aging mechanism for RPVs is irradiation inducedembrittlement of the vessel material. Fast neutrons are the primary cause of RPVembrittlement. The studies shows that the RPV materials in pressurized lightwater reactors are mainly embrittled by the bombardment of neutron withenergies greater than approximately 1 MeV during reactor operation.In this study the neutron fluence at the RPV of Belgium research reactor hasbeen calculated by a full-scope explicit modeling of Monte Carlo simulation. Thecore geometry has been modeled three dimensional with MCNP. The powerdistribution, axial and radial flux distribution are calculated with MCNP. Theazimuthal flux distribution on the middle height of the RPV is calculated. Afterfinding the fluence (for 50 years) on the RPV, the damage caused by irradiationis calculated with the codes SPECTER and SPECOMP in terms of dpa, He andH production. Because the fluence of Venus research reactor is very lowcompared to a LWR, damage rates are compared with a typical LWR.Keywords: Venus Facility, Reactor Pressure vessel, Monte Carlo simulation,SPECTER, SPECOMP, Dpa, He and H Production rate.Advisor: Prof. Dr. H. Üner Çolak, Hacettepe University, Department of NuclearEngineering, Nuclear Engineering Section