MCNP-4B analysis of pressurized water reactor in-core fuel management benchmark problem of almaraz power plant
MCNP-4B ile alamaraz güç santralinin basınçlı su reaktörü kor içi yakıt analizi
- Tez No: 197131
- Danışmanlar: DOÇ. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Yanma, MCNP, nötronik hesaplamalar, PWRiii, Burnup, MCNP, Neutronic calculations, PWR
- Yıl: 2005
- Dil: İngilizce
- Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 104
Özet
Son zamanlarda Monte Carlo kodları kullanılarak yapılan tüm koru içeren nötronikhesaplamalarda bir artış görülmektedir. Bu çalışmada, MCNP ile birlikte çalışanyanmaya bağlı bir kod sistemi geliştirildi. Bu kod sistemi yanma kodu (BURN-HUNEM), termal-hidrolik kod (T-MODULE) ve MCNP-4B programını içerir. Bu kodsistemini doğrulamak için bir basınçlı su reaktörü olan Almaraz korunun 2.ünitesinin 1. Çevrimi ve 2. Çevrimi'nin başlangıcına dair yanmaya bağlı nötronikhesaplamalar IAEA'nın önerdiği model kullanılarak yapılmıştır.lk aşamada, sistemin deneysel yanma geçmişini takip etmesi sağlandı. Öncespektrum kaymasının yanma hesaplamalarına olan etkisi, homojenize edilmişyakıt demetleri modeli kullanılarak araştırıldı. Sonuçlar, uygun bir şekilde kesitalanlarını yanmaya bağlı yenilemenin büyük önem taşıdığını göstermektedir. Dahasonra minimum birim yakıt demeti alınarak yapılan hesaplamalar ve demetlerin zyönünde 5 parçaya ve yanıcı zehir çubuk çubuklarının r yönünde 4 halkayabölündüğü durumda yapılan hesaplamalar karşılaştırıldı. Demetler parçalaraayrılarak yapılan hesap, 1. Çevrimde özellikle çoğalma katsayısını düzelmiştir.Buna ek olarak, 2. Çevrim başında ise, korda hem yanmış hem de yeni yakıtbulunduğundan, bu model güç değer profilini daha doğru tahmin eder. Sonuçolarak, yakıt demetleri arasında z yönünde ciddi farklar bulunabileceği durumda,demetleri kendi içinde homojenize etmek yerine, uygun parçalara ayırmak dahadoğru sonuçlar vermektedir.kinci aşamada, deneysel yanma verileri kullanılmamıştır. Ortalama güç değerlerive çoğalma katsayısı yakınsaya kadar, güç değerleri iki adım arasında öngörülüpdoğrulanarak hesaplanmıştır. Bu algoritma ile hem güç değerleri hem de yanmayadair geçmiş tahmin edilmiş oldu. Sonuçlar deneysel sonuçlara oldukça yakınbulundu.
Özet (Çeviri)
Recently, there is an increasing trend towards full core neutronic calculationscoupled with Monte Carlo codes. In this study, a code system was developed thatworks coupled with MCNP. It includes a depletion code, BURN-HUNEM, a thermalhydraulic module, T-MODULE and MCNP version 4B. In order to validate thecoupling of the code system, burnup dependent neutronic calculations of Cycle-1and beginning of Cycle-2 of Almaraz UNIT-2 (a PWR in Spain) were performed byusing the model suggested by IAEA.In the first part of calculations, system was forced to follow the experimentalburnup history. The effect of spectrum shifting on burnup calculations has beeninvestigated by using the assembly-wise model. Results show that it is necessaryto update the cross-section set properly and it has the vital role in accuratelyestimating burnup dependent power peaking factors and multiplication factor.In another model, assemblies are divided into 5 regions in z direction to estimatez-dependent composition. Moreover, burnable poison regions are divided into fourrings to account for the flux depression. When assembly-wise and regions-wisecalculations were compared, it is seen that region-wise burnup calculationsespecially reduce the error on multiplication factor during Cycle-1. Furthermore,since there are fresh fuel assemblies and burned fuel assemblies within core atthe beginning of Cycle-2, the effect of region-wise calculations on power peakingfactors can clearly be seen at this state. As a consequence, in case of seriousdifferences in composition of assemblies in z direction, region-wise calculationsare far more reliable than assembly-wise calculations.In the second part, experimental burnup data were not used. Average powerpeaking factors of assemblies between each burnup step are predicted andcorrected iteratively till power peaking factor profile and effective coremultiplication factor converges. Thus, both power peaking factor and burnuphistory are estimated with this algorithm. Results are satisfactory.i
Benzer Tezler
- Neutronic analysis and reactivity model of pebble bed modular reactor (PBMR)
Çakıl yataklı modüler reaktörün nötronik analizi ve reaktivite modeli
CİHANGİR ÇELİK
Yüksek Lisans
İngilizce
2004
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU
- Flinabe blanketli APEX füzyon reaktörlerinde nötronik hesaplar
Neutronic calculations in APEX fusion reactors with flinabe blankets
ALİ ARASOĞLU
Doktora
Türkçe
2004
Fizik ve Fizik MühendisliğiGazi ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
PROF.DR. BAŞAR ŞARER
- Apex hibrit reaktörlerinde reaktör çelik duvarının nötron radyasyonu altında yıpranmasının Monte Carlo metodu kullanılarak hesaplanması
Calculations using Monte Carlo method in apex fusion reactors the neutron radiotion damage to reactor blanket
YILMAZ KEVSER
Yüksek Lisans
Türkçe
2004
Fizik ve Fizik MühendisliğiGazi ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
PROF.DR. BAŞAR ŞARER
- Füzyon-fisyon hibrid reaktöründe nükleer hidrojen üretimi
Nuclear hydrogen production in fusion-fission hybrid reactor
GİZEM BAKIR
Yüksek Lisans
Türkçe
2013
EnerjiErciyes ÜniversitesiEnerji Sistemleri Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI
- MCNP simulation of broad energy germanium detectors
Geniş enerji germanyum dedektörlerinin MCNP simülasyonu
ALİ ÇAĞRI CANLI