Vaikutusalakirjastojen muodostaminen Serpent-ARES-laskentaketjussa

Tässä diplomityössä on esitetty työn yhteydessä toteutetun Serpent-ARES-laskentaketjun muodostamiseksi tarvittavat toimenpiteet. ARES-reaktorisydän-simulaattorissa tarvittavien homogenisoitujen ryhmävakiokirjastojen muodostaminen Serpentiä käyttäen tekee laskentaketjusta muiden käytössä olevien reaktorisydämen laskentaketjujen mahdollisista virhelähteistä riippumattoman. Monte Carlo-laskentamenetelmään perustuvaa reaktorifysiikan laskentaohjelmaa käyttämällä ryhmävakiokirjastot muodostetaan uudella menetelmällä ja näin saadaan viranomaiskäyttöön voimayhtiöiden käyttämistä menetelmistä riippumaton laskentaketju reaktorien turvallisuusmarginaalien laskentaan. Työn yhteydessä muodostetun laskentaketjun ja tehtyjen vaikutusalakirjastojen muodostamisrutiinien sekä parametrisovitteiden toimivuus on todettu laskemalla Olkiluoto 3 - reaktorin alkulatauksen säätösauvojen tehokkuuksia ja sammutusmarginaaleja eri olosuhteissa. Menetelmä on todettu toimivaksi parametrien pätevyysalueella ja saadut laskentatulokset ovat oikeaa suuruusluokkaa. Parametrimallin tarkkuutta ja pätevyysaluetta on syytä vielä kehittää, ennen kuin laskentaketjua voidaan käyttää varmentamaan muilla menetelmillä laskettujen tulosten oikeellisuutta.

Development of an HTR-10 model in the Serpent reactor physics code

The use of exact coordinates of pebbles and fuel particles of pebble bed reactor modelling becoming possible in Monte Carlo reactor physics calculations is an important development step. This allows exact modelling of pebble bed reactors with realistic pebble beds without the placing of pebbles in regular lattices. In this study the multiplication coefficient of the HTR-10 pebble bed reactor is calculated with the Serpent reactor physics code and, using this multiplication coefficient, the amount of pebbles required for the critical load of the reactor. The multiplication coefficient is calculated using pebble beds produced with the discrete element method and three different material libraries in order to compare the results. The received results are lower than those from measured at the experimental reactor and somewhat lower than those gained with other codes in earlier studies.

Monte Carlo -reaktorifysiikkalaskennan ja laskennallisen virtausmekaniikan kytkentä kuulakekoreaktorissa

Monte Carlo -reaktorifysiikkakoodit nykyisin käytettävissä olevilla laskentatehoilla tarjoavat mielenkiintoisen tavan reaktorifysiikan ongelmien ratkaisuun. Neljännen sukupolven ydinreaktoreissa käytettävät uudet rakenteet ja materiaalit ovat haasteellisia nykyisiin reaktoreihin suunnitelluille laskentaohjelmille. Tässä työssä Monte Carlo -reaktorifysiikkakoodi ja CFD-koodi yhdistetään kytkettyyn laskentaan kuulakekoreaktorissa, joka on yksi korkealämpötilareaktorityyppi. Työssä käytetty lähestymistapa on uutta maailmankin mittapuussa ajateltuna.

HTR-PROTEUS-reaktorin mallintaminen

Maailmassa on tarve entistä turvallisemmille ja taloudellisemmille ydinreaktoreille. Neljännen sukupolven reaktorikonseptit ovat aiempia turvallisempia ja luotettavampia, niissä on tehokkaampi polttoaineresurssien käyttö ja ydinjätettä syntyy vähemmän. Lisäksi ne ovat taloudellisesti kilpailukykyisempiä ja niissä on erinomainen proliferaation vastustuskyky. Kuulakekoreaktorikonsepti on toinen korkealämpötilaisten kaasujäähdytteisten reaktoreiden (HTGR, High Temperature Reactor) päätyypeistä ja jäähdytteen lämpötilan noustessa reaktorissa riittävän korkealle, sitä voidaan pitää myös erittäin korkean lämpötilan reaktorina (VHTR, Very High Temperature Reactor), joka on neljännen sukupolven reaktorikonsepti. Tässä kandidaatintyössä käsitellään 90-luvulla Sveitsissä sijainnutta kuulakekoreaktori-tyyppistä koereaktoria HTR-PROTEUS (tai LEU-HTR-PROTEUS), jolla tutkittiin ennen kaikkea matalaväkevöidyn (LEU, Low Enriched Uranium) uraanipolttoaineen käyttöä kuulakekoreaktorissa. Lisäksi erityisenä mielenkiinnon kohteena oli veden joutuminen reaktoriin onnettomuustilanteessa. Työn tarkoituksena on mallintaa reaktorisysteemi ja laskea kasvutekijät viidelle eri reaktorikonfiguraatiolle. Reaktorin mallinnus ja laskenta suoritetaan Monte Carlo -menetelmää käyttävällä Serpent-laskentakoodilla. Saatuja tuloksia verrataan muissa lähteissä eri laskentakoodeilla esitettyihin tuloksiin.

RBMK-koereaktorin mallintaminen

Tämän kandidaatintyön tarkoituksena on tutkia jäähdytteen poistamisen vaikutusta RBMK-koereaktorin kasvukertoimeen ja erityisesti sitä, kuinka hyvin Monte Carlo -menetelmää käyttävä Serpent-laskentakoodi pystyy mallintamaan jäähdytteen poistamisen vaikutuksen. Aluksi tarkastellaan taustatietoina käytettyä raporttia käsiteltävän koereaktorin kriittisyysajoista ja aiemmista simulaatioista, sekä RBMK-reaktorin ominaispiirteitä ja Monte Carlo -simulaation teoriaa. Seuraavaksi esitellään koereaktorista luotu malli, selitetään mallinnettaessa tehdyt yksinkertaistukset ja kuvataan simulaation alkutilanne. Lopuksi käsitellään simulaation tuloksia ja Serpentillä luodun mallin soveltuvuutta verrattuna aiemmin suoritettuihin simulaatioihin.

Application and development of numerical methods for the modelling of innovative gas cooled fission reactors

Innovative gas cooled reactors, such as the pebble bed reactor (PBR) and the gas cooled fast reactor (GFR) offer higher efficiency and new application areas for nuclear energy. Numerical methods were applied and developed to analyse the specific features of these reactor types with fully three dimensional calculation models. In the first part of this thesis, discrete element method (DEM) was used for a physically realistic modelling of the packing of fuel pebbles in PBR geometries and methods were developed for utilising the DEM results in subsequent reactor physics and thermal-hydraulics calculations. In the second part, the flow and heat transfer for a single gas cooled fuel rod of a GFR were investigated with computational fluid dynamics (CFD) methods. An in-house DEM implementation was validated and used for packing simulations, in which the effect of several parameters on the resulting average packing density was investigated. The restitution coefficient was found out to have the most significant effect. The results can be utilised in further work to obtain a pebble bed with a specific packing density. The packing structures of selected pebble beds were also analysed in detail and local variations in the packing density were observed, which should be taken into account especially in the reactor core thermal-hydraulic analyses. Two open source DEM codes were used to produce stochastic pebble bed configurations to add realism and improve the accuracy of criticality calculations performed with the Monte Carlo reactor physics code Serpent. Russian ASTRA criticality experiments were calculated. Pebble beds corresponding to the experimental specifications within measurement uncertainties were produced in DEM simulations and successfully exported into the subsequent reactor physics analysis. With the developed approach, two typical issues in Monte Carlo reactor physics calculations of pebble bed geometries were avoided. A novel method was developed and implemented as a MATLAB code to calculate porosities in the cells of a CFD calculation mesh constructed over a pebble bed obtained from DEM simulations. The code was further developed to distribute power and temperature data accurately between discrete based reactor physics and continuum based thermal-hydraulics models to enable coupled reactor core calculations. The developed method was also found useful for analysing sphere packings in general. CFD calculations were performed to investigate the pressure losses and heat transfer in three dimensional air cooled smooth and rib roughened rod geometries, housed inside a hexagonal flow channel representing a sub-channel of a single fuel rod of a GFR. The CFD geometry represented the test section of the L-STAR experimental facility at Karlsruhe Institute of Technology and the calculation results were compared to the corresponding experimental results. Knowledge was gained of the adequacy of various turbulence models and of the modelling requirements and issues related to the specific application. The obtained pressure loss results were in a relatively good agreement with the experimental data. Heat transfer in the smooth rod geometry was somewhat under predicted, which can partly be explained by unaccounted heat losses and uncertainties. In the rib roughened geometry heat transfer was severely under predicted by the used realisable k − epsilon turbulence model. An additional calculation with a v2 − f turbulence model showed significant improvement in the heat transfer results, which is most likely due to the better performance of the model in separated flow problems. Further investigations are suggested before using CFD to make conclusions of the heat transfer performance of rib roughened GFR fuel rod geometries. It is suggested that the viewpoints of numerical modelling are included in the planning of experiments to ease the challenging model construction and simulations and to avoid introducing additional sources of uncertainties. To facilitate the use of advanced calculation approaches, multi-physical aspects in experiments should also be considered and documented in a reasonable detail.

Simulation of the Interaction Mean Free Path between Neutrons and TRISO Particles

The interaction mean free path between neutrons and TRISO particles is simulated using scripts written in MATLAB to solve the increasing error present with an increase in the packing factor in the reactor physics code Serpent. Their movement is tracked both in an unbounded and in a bounded space. Their track is calculated, depending on the program, linearly directly using the position vectors of the neutrons and the surface equations of all the fuel particles; by dividing the space in multiple subspaces, each of which contain a fraction of the total number of particles, and choosing the particles from those subspaces through which the neutron passes through; or by choosing the particles that lie within an infinite cylinder formed on the movement axis of the neutron. The estimate from the current analytical model, based on an exponential distribution, for the mean free path, utilized by Serpent, is used as a reference result. The results from the implicit model in Serpent imply a too long mean free path with high packing factors. The received results support this observation by producing, with a packing factor of 17 %, approximately 2.46 % shorter mean free path compared to the reference model. This is supported by the packing factor experienced by the neutron, the simulation of which resulted in a 17.29 % packing factor. It was also observed that the neutrons leaving from the surfaces of the fuel particles, in contrast to those starting inside the moderator, do not follow the exponential distribution. The current model, as it is, is thus not valid in the determination of the free path lengths of the neutrons.