Calculating spent nuclear fuel composition for secondary nuclear safety analyses using nodal diffusion neutronics

Loading...
Thumbnail Image
Journal Title
Journal ISSN
Volume Title
Perustieteiden korkeakoulu | Master's thesis
Date
2023-03-21
Department
Major/Subject
Advanced Energy Technologies
Mcode
SCI3106
Degree programme
Master’s Programme in Engineering Physics
Language
en
Pages
86 + 14
Series
Abstract
Various tasks in nuclear engineering require a detailed description of nuclear fuel composition such as simulating the operation of a nuclear reactor, radiation shielding, and criticality safety. Monte Carlo-based transport code Serpent has been routinely used to calculate the depletion of nuclear fuel with high fidelity. However, the Monte Carlo approach for large depletion systems can be computationally demanding. In practice, lower fidelity nodal methods are used to calculate full-core fuel cycle simulations. Ants is a nodal diffusion program used for fullcore neutronics calculations in VTT's Kraken reactor simulator framework. It can model detailed nuclide transmutation chains with a newly implemented microscopic depletion model. A recent study tested the method in structural material activation of a nuclear fuel assembly and this thesis is the first study applying it to fuel depletion. The objective of this thesis is to study if Ants can be used to calculate the nuclide composition of irradiated nuclear fuel. Furthermore, the second objective is to show that Ants-based spent fuel composition can be utilized in a consequent Serpent calculation for secondary nuclear safety analyses. Fuel depletion with the microscopic depletion model was verified in a two-dimensional single-assembly burnup calculation. In addition, a two-year fuel cycle of a three-dimensional small pressurized water reactor core was simulated as a realistic use-case test. Comparisons to higher fidelity Serpent results show that Ants can accurately predict fuel nuclide inventory on the assembly level. However, the method cannot calculate pin-level nuclide distributions which may lead to significant errors in the secondary analysis phase. The micro-depletion capability in Ants is a major addition to the Kraken reactor simulator framework but further work is required for developing it beyond a proof-of-concept stage.

Monet ydintekniikan turvallisuusanalyysit tarvitsevat yksityiskohtaisen tiedon ydinpolttoaineen koostumuksesta. Polttoaineen koostumusta tarvitaan ydinreaktorin toiminnan simuloinnin lisäksi esimerkiksi säteilysuojelu- ja kriittisyysturvallisuuslaskuissa. Ydinpolttoaineen koostumus voidaan ratkaista tarkasti Monte Carlo hiukkaskuljetusmenetelmään perustuvalla Serpentillä, mutta se voi olla laskennallisesti liian vaativa isoissa palamaongelmissa. Käytännössä koko reaktorisydämen neutroniikan laskentaan käytetään pienemmän tarkkuuden nodaalimenetelmiä. Ants on nodaalidiffuusiomenetelmään perustuva neutroniikkakoodi, jota käytetään koko reaktorisydämen laskuissa VTT:n Kraken-reaktorisimulaattorissa. Antsilla voidaan mallintaa nuklidien transmutaatioketjut yksityiskohtaisesti äskettäin kehitetyllä mikroskooppisella palamamallilla. Hiljattain julkaistussa tutkimuksessa menetelmää testattiin ydinpolttoainenipun rakennemateriaalin aktivaation mallintamisessa. Tässä diplomityössä menetelmää sovelletaan ensimmäistä kertaa polttoaineen palaman mallintamiseen. Työn tavoitteena on selvittää, voiko Antsilla laskea käytetyn ydinpolttoaineen nuklidikoostumus. Toisena tavoitteena on osoittaa, että Antsilla laskettu käytetyn polttoaineen koostumus voidaan syöttää Serpentille sekundäärisiä ydinturvallisuusanalyysejä varten. Mikroskooppinen palamamenetelmä osoitettiin toimivaksi ratkaisemalla kaksiulotteisen polttoainenipun palamaongelma äärettömässä hilassa. Sen lisäksi menetelmää sovellettiin kolmiulotteisen pienen painevesireaktorisydämen palaman laskemiseen. Vertailu Serpent-tuloksiin osoittaa, että Ants pystyy laskemaan polttoaineen nuklidikoostumuksen tarkasti nipputasolla. Menetelmällä ei kuitenkaan voida laskea sauvatason nuklidijakaumia, mikä voi johtaa merkittäviin virheisiin sekundaarianalyyseissä. Antsin mikroskooppinen palamamenetelmä on merkittävä lisäys Kraken-reaktorisimulaattoriin jo tässä kehitysvaiheessa, mutta se vaatii vielä jatkokehitystä konseptitasolta luotettavuuden ja käytettävyyden suhteen.
Description
Supervisor
Sand, Andrea
Thesis advisor
Valtavirta, Ville
Keywords
nodal neutronics, microscopic depletion, burnup calculation, ants, serpent
Other note
Citation