Broad group cross section preparation for pebble bed gas coded heating reactor, GHR-20, and criticality calculations

Abstract

Özet 20MW'lık çakıl yataklı reaktör Türkiye'nin çeşitli yörelerinde ısıtma amacıyla çalıştırılmak için planlanmıştır. Yeraltına inşa edilip her yıl yeniden yakıt yüklenecektir. Kapamadan uzun süreli çalışmayı mümkün kılmak için düşük güç yoğunluğu ve düşük yanma oranına sahiptir. Doğal olmayan bir kor yapısına sahiptir; yani, küresel elemanların oluşturduğu çakıl yataklı tipinde kor. Yakıt 11% zenginlikte UO2 dir. Kontrol malzemesi ya Hafnium ve Gadolinium, yada Boron ve Gadolinium 'dur. Yavaşlatıcı ve çevredeki yansıtıcı malzemeler grafit tir. Yakıt, yutucu ve yavaşlatıcı elemanların kor içinde rastlantısal dağılımları sebebiyle reaktör korunu modellemek ve kritiklik hesaplarını yapmak geleneksel birim hücre metodlarıyla mümkün değildir. Bu çalışmanın amacı sistemin etkin çoğalma faktörünü hesaplamak için kabul edilir bir yol saptamak ve daha sonraki burn- up hesaplamaları için az grup tesir kesitleri seti hazırlamaktır. Bu çalışmada tüm reaktör koru kritiklik hesabı için iki alternatif metod geliştirilmiştir. Her iki metod da WIMS programının ardından BOLD- VENTURE program sistemini kullanır. İki metod arasındaki fark, WIMS programında birim hücre başlangıç noktasındadır. Birinci metod birim hücre olarak yakıt, yutucu ve yavaşlatıcı malzemeden oluşan suni ve ho mojen tek bir küre alır. İkinci metod, yine bu çalişma sırasında geliştirilen bir bilgisayar programı ile daha sonra homojenleştirilen ve 1 yakıt, 1 yutucu ve 8 yavaşlatıcı elemandan oluşan 10 ayrı küreyi kullanır. Her iki metodda da ho mojenleştirilen tesir kesitleri tüm kor kritiklik hesabı için BOLD- VENTURE 'a girdi olarak verilir. Her iki metod da göstermiştirki reaktör yaklaşık olarak aynı miktarlarda malzemelerle kritik olmaktadır. Metodlar yapılabilecek iyileştirmelerle birlikte yapılan kabullenmeler ve her- birinin fiziksel sonuçları açısından karşdaştırılmışlardır. Henüz bu tür bir ısıtma 111reaktörü inşa edilmediği için, sonuçlar deneysel verilerle kıyaslanamamıştır. Fakat hesapların sonuçlan daha güçlü kritiklik programları (tüm kor Monte Carlo hesabı) ile karşılaştırılabilir ve karşılaştırılmalıdır. iv

Abstract A 20MW Pebble Bed reactor is planned for operation in certain areas of Turkey as a heating reactor. It is to be built underground and refueled annu ally. It will have a low power density and a low burn-up rate to facilitate long term operation without shutdown. It has an unusual core structure; specifically, a pebble bed type core formed by spherical elements. The fuel is 11% enriched UO2. The control material is either Hafnium and Gadolinium, or Boron and Gadolinium. The moderator and surrounding reflector are graphite. Because of the random distribution of fuel, absorber, and moderator elements, it is not possible to model the reactor core and perform criticality calculations by the usual unit cell methods. The purpose of this study is to determine an acceptable way to calculate the effective multiplication factor of the system and to prepare a few group cross section set for later burn-up calculations. In this study, two alternative meth ods have been developed for whole core criticality calculations. Both methods use the WIMS code followed by the BOLD- VENTURE code system. The difference in the two methods is related to the unit cell starting point for the WIMS code. Method One employs a single, artificial, homogeneous sphere of fuel, absorber, and moderator material as a unit cell. Method Two em ploys ten seperate spheres consisting of 1 fuel sphere, 1 absorber sphere, and 8 moderator spheres which are then homogenized using a computer program developed in this study. In both methods the homogenized cross sections are provided as input to BOLD-VENTURE for whole core criticality calculations. Both methods show that the reactor is critical with approximately the same quantities of the specified materials. The methods are compared by considering the assumptions made and the phys-icai consequences of each along with some improvements which can be done. Since no such heating reactor has been built as yet, the results have not been validated. But the results of the calculations can and should be compared with results of more powerful criticality calculations (e.g. whole core Monte Carlo calculations) as a means of verification. 11