Local effects of fuel burnup in high temperature reactor
PBN-AR
Instytucja
Wydział Energetyki i Paliw (Akademia Górniczo-Hutnicza im. Stanisława Staszica w Krakowie)
Informacje podstawowe
Główny język publikacji
EN
Czasopismo
Logistyka
ISSN
1231-5478
EISSN
Wydawca
Instytut Logistyki i Magazynowania. Dział Upowszechniania Wiedzy
DOI
Rok publikacji
2015
Numer zeszytu
4
Strony od-do
9114--9123
Numer tomu
Link do pełnego tekstu
Identyfikator DOI
Liczba arkuszy
0.71
Autorzy
Słowa kluczowe
EN
Monte Carlo
plutonium
burnup
high temperature reactor
graphite block
power profile
PL
blok grafitowy
metoda Monte Carlo
pluton
przepał
profil mocy
reaktor wysoko-temperaturowy
Open access
Tryb otwartego dostępu
Otwarte czasopismo
Wersja tekstu w otwartym dostępie
Wersja opublikowana
Licencja otwartego dostępu
Creative Commons — Uznanie autorstwa-Niekomercyjne-Bez utworów zależnych
Czas opublikowania w otwartym dostępie
Razem z publikacją
Data udostępnienia w sposób otwarty
Streszczenia
Język
EN
Treść
Fuel cycle studies aim to provide the optimal utilization of the fuel in nuclear reactors. Most of the scientific efforts focus on the global integral results of material depletion, which are important for the nuclear power plant logistics. On the other hand, the local burnup effects are often neglected, what may lead to the bias of estimated quantities. Advanced systems such as High Temperature Reactor still require development of the reliable approach to the core physics at equilibrium state. In this work we check if a precise mesh of fuel zones helps to observe some systematic effects of fuel depletion in a graphite block from HTR of prismatic type. Continuous Energy Monte Carlo Burnup code MCB5 was applied to study evolution of power profile and isotopic densities. We draw conclusions concerning the local neutron physics, explain observed depletion phenomena and extrapolate the results on the full core studies. Furthermore, we explain significance our conclusions for the safety assessments.
Język
PL
Treść
Badania cyklu paliwowego mają na celu optymalizację zużycia paliwa w reaktorach jądrowych. Większość wysiłków naukowych skupia się na całkowitych globalnych wynikach zubożenia materiałów, istotnych z punktu widzenia logistyki elektrowni atomowej. Z drugiej strony, lokalne efekty wypalenia są często zaniedbywane, co może prowadzić do przekłamań w oszacowanych wielkościach. Zaawansowane systemy takie jak reaktory wysokotemperaturowe HTR wciąż wymagają rozwoju wiarygodnego podejścia do fizyki rdzenia w stanie równowagowym. W niniejszej pracy sprawdzamy, czy precyzyjna dyskretyzacja stref paliwowych pozwala zaobserwować nowe efekty wypalenia paliwa w bloku grafitowym. Wyciągamy wnioski dotyczące wpływu na badania całego rdzenia oraz na oszacowania bezpieczeństwa systemu. Zastosowaliśmy kod przepałowy Monte Carlo MCB5 do symulacji zubożeniowych bloku paliwowego z reaktora HTR. Mikro-kapsułki TRISO i podwójna niejednorodność paliwa są precyzyjnie opisane w naszym modelu bazowanym na specyfikacji Projektu PuMA. Aby zbadać lokalne efekty wypalenia sprzężone z fizyką neutronową, dokładna siatka stref wertykalnych (24) oraz radialnych (9) została uwzględniona w naszym modelu numerycznym. Wymagane wielkości fizyczne są zbierane w trakcie procedury Monte Carlo a moduł zubożeniowy używa metody Analizy Trajektorii Transmutacji (TTA) w celu rozwiązania równań Bateman’a. Procedura jest powtarzana przy każdym kroku czasowym. Schemat przekroju bloku paliwowego rozważanego w naszych badaniach. Wyniki numeryczne wskazują na to, że gęstość mocy w paliwie zależy zarówno od pozycji w bloku jak i okresu naświetlenia. Niewielki nadmiar grafitu na pionowych peryferiach zwiększa lokalnie moderację neutronów i przyspiesza wypalanie rozszczepialnych izotopów. Gęstość mocy nie jest jednorodna i większa na brzegach bloku paliwowego. W rezultacie występuje tam wyższa temperatura i przepał paliwa, w szczególności na początku cyklu paliwowego. W przypadku scenariuszy awarii, wadliwe kapsułki mają większą szansę na wystąpienie w takiej lokalizacji.
Cechy publikacji
original article
peer-reviewed
Inne
System-identifier
idp:091815