Isıl-nötronik etkileşimlerin uranyum-toryum içeren nükleer yakıt elemanlarının tesir kesitlerine etkisi
Effect of thermal-neutronic coupling on the cross-sections of uranium-thorium mixed nuclear fuel
Yazar: GENCER KONUR
Danışman: PROF. DR. CEMAL NİYAZİ SÖKMEN
Hacettepe Üniversitesi / Fen Bilimleri Enstitüsü / Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
Derece: Yüksek Lisans, 2017
Konu: Nükleer Mühendislik = Nuclear Engineering

Özet:
Nükleer reaktörlerin çalışma ve güvenlik kısıtlamalarının belirlenmesinde, yakıt elemanlarının nötronlar ile etkileşimini belirleyen nötron etkin tesir kesitleri, nükleer reaktör güvenliği için önemli parametrelerdir. Dolayısıyla bu etkin tesir kesitlerinin oluşturulması oldukça hassas ve dikkat gerektiren hesaplamalardır. İlgili etkin tesir kesitleri, yakıt elemanının geometrisine, yakıt içerisindeki izotop çeşitlerine, bu izotopların miktarlarına, reaktörün çalışma sıcaklığına ve reaktör tipine bağlıdır. Ancak bu hesaplamalar yapılırken gerek işlem süresini, gerek işlem maliyetini düşürmek için bazı basitleştirme ve yaklaşımlar yapılır. Genelde kullanılan yöntem, birim hücre yaklaşımı ile geometriyi basitleştirmek ve yakıt içerisinde izotermal sıcaklık olduğunu varsaymaktır. Ancak yakıt içerisinde parabolik bir ısı dağılımı olacağından dolayı bu yaklaşım hesaplanan reaktör parametrelerinde belirsizlikler oluşmasına neden olmaktadır. Böyle bir sıcaklık yaklaşımı kullanıldığından, Doppler etkisinden dolayı sıcaklık ile doğrudan değişmekte olan yakıt içerisindeki nötron etkin tesir kesitleri, özellikle rezonans bölgesinde değişiklik göstermektedir. Bu şekilde hesaplanan etkin tesir kesitleri, öz-zırhlama hesaplarını da etkileyecektir. Dolayısıyla yakıt içerisindeki sıcaklık dağılımı hesaplanarak, bu dağılım kullanılarak yapılan hesaplamalar daha doğru sonuçlar verecektir.

Bu tezin amacı, bir reaktör fiziği yazılımını, ısı denklemi ile birlikte çalıştırarak, yakıt içerisindeki varsayılan izotermal yaklaşımdan kaynaklanan belirsizlikleri incelemektir. Önceki paragrafta bahsedilen parametrelerin birbirleriyle olan etkileşimleri göz önünde bulundurularak, uranyum-toryum içeren yakıt elemanlarının etkin tesir kesitlerini hesaplayarak, yakıt içinde göz ardı edilen ısı dağılımından kaynaklanan farkı belirlemektir.
Bu tezdeki hesaplamalarda, referans olarak "Modellemede Belirsizlik Analizi – Uncertainty Analysis in Modeling" (UAM) çalışmasında incelenen, Three Mile Island Ünite-1 (PWR), Peach Bottom Ünite-2 (BWR) ve Kozloduy Ünite-6 (VVER-1000) reaktörlerinin birim yakıt hücreleri kullanılmıştır. Yakıt yanması analizleri için ise referans olarak tipik bir Westinghouse PWR ünitesinin 17x17 demetinin birim hücresi kullanılmış, ancak yakıt içeriği UO2 olarak değil, (Th-U)O2 olarak değiştirilmiştir. İlgili çalışma için kullanılan referans ileriki kısımlarda verilecektir. Yapılan çalışmada sıcaklık dağılımı ile izotermal sıcaklık yaklaşımı sonuçları karşılaştırılmıştır. Sıcaklık profili kullanılmasının kritiklik katsayısı değişimi, Doppler katsayısı, sıcaklık dağılımları ve radyal ısı üretim hızları üzerindeki etkileri incelenmiştir.

Abstract:
Neutron effective cross sections those define the interactions of neutrons with fuel elements are important parameters in defining operational and safety limitations of nuclear reactors. Hence, generation of these cross sections is very delicate and demanding calculations. These effective cross sections are related to geometry of fuel elements, isotopes within the fuel, amounts of these isotopes, operational reactor temperature and reactor type. In order to minimize both the costs and calculation time, some simplifications and assumptions are made during these calculations. In general, geometry is simplified by unit fuel cell approach and radial isothermal temperature is assumed within the fuel element. However, there will be a radial parabolic temperature distribution within the fuel element, so this assumption will lead to uncertainties in calculated reactor parameters. Since such temperature assumption is used, effective neutron cross sections, which are directly affected by the temperature, will show variations, especially in the resonance region. Effective cross sections those are generated this way, will also affect the self-shielding calculations. Thereby, by calculating the radial temperature distribution within the fuel element and using that temperature distribution in the calculations will lead to more accurate results.
The purpose of this thesis is to determine the uncertainties caused by isothermal temperature assumption by calculating temperature distribution within the fuel by solving the heat equation and coupling that with selected reactor physics software. The aim is to generate effective neutron cross sections of uranium-thorium fuel elements by taking the interactions defined in the previous paragraph into consideration, and to determine the uncertainties caused by ignoring the temperature distribution within the fuel.
In the calculations performed in this thesis, unit fuel cells of Three Mile Island Unit-1 (PWR), Peach Bottom Unit-2 (BWR) and Kozloduy Unit-6 (VVER-1000), which are investigated in the "Uncertainty Analysis in Modeling" (UAM) project, are used as reference. To perform spent fuel uncertainty analysis, a typical Westinghouse PWR unit fuel cell of a 17x17 fuel assembly is used, but content of fuel element is changed from UO2 to (Th-U)O2. The reference case used in this work will be given in the following chapters. In the performed work, results of temperature distributed case and isothermal temperature assumed case is compared. Effect of using the temperature profile on multiplication factor, Doppler coefficient, temperature distribution and radial heat generation rates are investigated.