Abstract
The change in the temperature of the nuclear reactor components (fuel, moderator, coolant, and structural materials) is considered to be a significant source of reactivity variation. This change must be taken in account during criticality calculations for safety analysis of the reactor. Hence, the exact representation of temperature in the calculations is very important. In this paper, two PWR assemblies are simulated, solid 16 ⨯ 16 and annular 12 ⨯ 12 fuel assemblies. The infinite multiplication factor and its temperature dependent parameters are calculated for both fuel assemblies. Adjusted temperature dependent libraries are created using makxsf code to exactly represent the different temperature values used in the calculations. It is shown that the results obtained using adjusted cross section libraries are more reliable. The two fuel assembly types follow the same behavior despite the differences in their geometrical configuration. The introduction of annular fuel has a very small effect on the investigated neutronic parameters because the moderator to fuel ratio is preserved.
Abstract
Die Änderung der Temperatur der Komponenten eines Kernkraftwerks (Brennstoff, Moderator, Kühlmittel und Strukturmaterialien) ist führt direkt zu Änderungen der Reaktivität. Diese Änderungen müssen bei Kritikalitätsberechnungen zur Sicherheitsanalyse von Reaktoren berücksichtigt werden. Daher ist die genaue Darstellung der Temperatur in den Berechnungen wichtig. In dieser Arbeit werden zwei geometrisch verschiedene DWR-Brennelemente simuliert: ein 16 ⨯ 16 Brennelement mit Vollstab-Brennstäben und ein 12 ⨯ 12-Brennelement mit ringförmigen Brennstäben. Für beide Brennelementtypen werden sowohl der unendliche Multiplikationsfaktor als auch seine temperaturabhängigen Parameter berechnet. Angepasste temperaturabhängige Bibliotheken werden mit Hilfe des makxsf-Codes erstellt, um die verschiedenen Temperaturwerte, die in den Berechnungen verwendet werden, exakt darzustellen. Es wird gezeigt, dass die mit angepassten Querschnittsbibliotheken erhaltenen Ergebnisse zuverlässig sind. Die beiden Brennelementtypen zeigen trotz der Unterschiede in ihrer geometrischen Konfiguration das gleiche Verhalten, so dass aus den hier präsentierten Rechnungen geschlussfolgert wird, dass die Einführung von ringförmigem Brennstoff einen sehr geringen Einfluss auf die reaktorphysikalischen Eigenschaften hat, da das Verhältnis von Moderator zu Brennstoff erhalten bleibt.
References
1 Duderstadt, J. J.; Hamilton, L. J.: Nuclear Reactor Analysis. John Wiley and Sons Inc., (1976)Search in Google Scholar
2 U. S. Department of Energy: DOEFundamentals Handbook Nuclear Physics and Reactor theory. Volume 2 of 2, U.S. Department of Energy Washington, (1993)Search in Google Scholar
3 Zhang, L.: Evaluation of High Power Density Annular Fuel Application in the Korean OPR-1000 Reactor. Master of Science in Nuclear Science & Engineering at the Massachusetts Institute of Technology, (2009)Search in Google Scholar
4 Lee, K.-H.; et al.: Assessment of the HELIOS Code for the OPR-1000 Assembly with an Annular Fuel. Transactions of the Korean Nuclear Society Autumn Meeting, Korea, (2008)Search in Google Scholar
5 Yang, Y. S.; et al.: Conceptual Design of OPR-1000 Compatible Annular Fuel Assembly. Proc. of ICAPP 2007, France, (2007)Search in Google Scholar
6 Los Alamos National Laboratory: MCNP6.1/MCNP5/MCNPX: Monte Carlo N–Particle Transport Code System Including MCNP6.1, MCNP5–1.60, MCNPX-2.7.0 and Data Libraries. CCC-810, Los Alamos National Laboratory, (2013)Search in Google Scholar
7 Duarte, J. P.; et al.: Coupling of a Lumped Parameter and a Finite Difference Model for Estimation of a Reactivity-Induced Transient in a PWR with Annular Fuel Rods. Nuclear Technology 185 (2014) 109–126, DOI:1013182/NT12-1491013182/NT12-149Search in Google Scholar
8 Chadwick, M. B.; et. al.: ENDF/B-VII.1 Nuclear Data for Science and Technology: Cross Sections, Covariance, Fission Product Yields and Decay Data. Nuclear Data Sheets 112 (2011) 2887–2996, DOI:10.1016/j.nds.2011.11.00210.1016/j.nds.2011.11.002Search in Google Scholar
9 Brown, F. B.: The makxsf Code with Doppler Broadening. LA-UR-06–7002, Los Alamos National Laboratory, (2006)Search in Google Scholar
10 Oka, Y.: Nuclear Reactor Design. In: Oka, Y.; Madarame, H.; Uesaka, M. (Eds.) An Advanced Course in Nuclear Engineering Springer Japan, (2014)10.1007/978-4-431-54898-0Search in Google Scholar
11 Lewis, E. E.: Fundamentals of Nuclear Reactor Physics. Academic Press (2008)10.1016/B978-0-12-370631-7.00001-2Search in Google Scholar
© 2021 Walter de Gruyter GmbH, Berlin/Boston
