Application of a new resonance formalism to pressurized water reactors

Abstract

Application of a new resonance formalism to Pressurized Water Reactors

In the presented study a new neutron scattering formalism is integrated into an established deterministic simulation system. With this energy- and temperature dependent scattering approach a more accurate form of the energy dependent neutron flux form can be determined. The neutron flux form is needed as weighting function for the calculation of effective multi group cross sections. The new scattering approach leads to an improved energy discretization in multi group calculations and therefore to more accurate results of nuclear reactor simulations. The impact of the improved description of the scattering process is demonstrated in the results. The new model takes account for neutron up scattering. The up scattering and the energy dependent scattering kernels are causing changes in the neutron flux form in the energy region of resonances. The validation of the implementation of the energy- and temperature dependent scattering approach into the KAPROS fine flux module ULFISP has been applied by pressurized water reactor pin cell comparison calculations with the existing solution of the Monte Carlo code MCNPX. The used scattering model in MCNPX is based on an analog method. For both solutions absorption- and reactivity changes as well as changes of the safety relevant fuel Doppler coefficient are compared. Good agreement between both methods was observed. An additional new method which combines the standard and the new scattering model has been developed to analyze which specific isotopes lead to significant changes in the neutron flux form when the new approach is applied. For the most relevant isotopes an analysis of the reasons for their importance is included. A special significance was determined for the isotopes uranium-238 and oxygen-16. The long term impact of the new scattering approach to the fuel inventory and for this reason to burnup dependent reactivity changes are shown by fuel pin cell and fuel assembly burnup calculations. The vectors of some important isotopes changed significantly during burnup. The application of the new scattering approach leads to a 1% higher fission material fuel inventory in a UO2 pin cell burnup simulation at 80 MWd/kg HM burnup. The relevance of the new scattering approach for complete reactor core simulations is investigated for a UO2/MOX reactor core benchmark of the OECD/NEA. For this purpose a new interface module has been developed between KAPROS and the core simulator PARCS . For the reactivity results compensating effects were observed while the absolute value of the safety relevant negative Doppler coefficient raises for 9 %.

Anwendung eines neuen Resonanzformalismus auf Druckwasserreaktoren

In der vorliegenden Arbeit wird ein neues Neutronenstreumodell in ein bestehendes neutronenphysikalisches deterministisches Simulationssystem integriert. Mit diesem energie- und temperaturabhängigen Streumodell kann eine genauere Form des energieabhängigen Neutronenflusses im epi-thermischen Resonanzbereich bestimmt werden. Die Neutronenflussform wird dann in der Berechnung der effektiven Wirkungsquerschnitts-gruppenkonstanten als Wichtungsfunktion verwendet. Über die verbesserte Energie-diskretisierung bei der Gruppenkonstantenberechnung führt das neue Streumodell zu genaueren Ergebnissen von Kernreaktor Simulationen. Die Auswirkungen der genaueren Beschreibung des Streuprozesses werden anhand der Ergebnisse veranschaulicht. In dem neuen Modell wird die energetische Aufwärtsstreuung der Neutronen berücksichtigt. Diese Aufwärtsstreuung sorgt zusammen mit den energieabhängigen Streukernen für Änderungen der Neutronenflussform im Energiebereich der Resonanzen. Zur Validierung der Implementierung des energie- und temperaturabhängigen Streu-modells in das KAPROS Feinflussmodul ULFISP werden Vergleichsrechnungen mit der bestehenden Monte Carlo Lösung in MCNPX anhand von Druckwasserreaktor-Einheitszellen durchgeführt. Das angewandte Streumodell in MCNPX beruht dabei auf einem analogen Verfahren. Anhand von Absorptions- und Reaktivitätsänderungen, sowie Änderungen des sicherheitsrelevanten Doppler Brennstoffreaktivitätskoeffizienten wurden die beiden Lösungsverfahren verglichen und eine gute Übereinstimmung zwischen beiden Verfahren festgestellt. Durch eine weitere neuartige Methode, die das herkömmliche Modell mit dem neuen Streumodell Isotopenweise kombiniert, wird analysiert, welche Isotopen zu Änderungen in der Neutronenflussform durch die Anwendung des neuen Streumodells führen. Eine Ursachenuntersuchung für die sehr unterschiedlichen isotopenbedingten Änderungen ist für die wichtigsten Isotope enthalten. Eine besondere Bedeutung wurde hierbei für die Isotope Uran-238 und Sauerstoff-16 ermittelt. Langzeiteinflüsse des neuen Streumodells auf das Brennstoffinventar und damit verbundene Änderungen der abbrandabhängigen Reaktivität werden an Brennstab- und Brennelementabbrandrechungen dargestellt. Für einige Brennstoffisotope wurden hierbei bedeutende Änderungen beobachtet. So führt die Anwendung des verbesserten Streumodells für eine UO2-Brennstababbrandsimulation (bis zu einem Abbrand von 80 MWd/kg SM), zu einem etwa 1% erhöhtem Spaltstoffanteil. Die Bedeutung des neuen Streumodells für Gesamtkernrechungen wird am Beispiel eines UO2/MOX Gesamtkern Benchmarks der OECD/NEA untersucht. Hierfür wurde ein neues Kopplungsmodul zwischen KAPROS und dem Kernsimulator PARCS entwickelt. Bei den Reaktivitätsergebnissen zeigen sich kompensierende Effekte, während der Betrag des sicherheitsrelevanten negativen Dopplerkoeffizienten um 9% steigt.