Isıl-nötronik etkileşimlerin ve nükleer veri kütüphanelerindeki belirsizliklerin nötronik parametrelere etkisi
Effect of thermal-neutronic coupling and uncertanities in nuclear data libraries on neutronic parameters
Yazar: NURİ BEYDOĞAN
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:
Son dönemlerde nükleer modellemelerdeki basitleştirmelerin ve kullanılan nükleer veri kütüphanelerinin hesaplama sonuçlarına olan etkilerinin incelenmesi önem kazanmıştır. Bu etkilerin sebep olduğu belirsizliklerin tahmin edilmesi yapılan hesaplamalarda daha doğru yaklaşımlar yapılmasını ve nükleer reaktör güvenliği açısından daha verimli sonuçlar alınmasını sağlayacaktır.
İlk aşamada, bu çalışmanın amacı, nükleer yakıt birim hücresi modellemesinde yakıtı çok bölge olarak tanımlayarak sıcaklık gradyantı kullanılmasının nötronik parametrelere etkisinin incelemesidir. Nükleer yakıt birim hücresi modellemesi nükleer reaktör incelemelerinde sıkça yapılan bir basitleştirmedir ve inceleme yapılırken yakıt tek bölge olarak tanımlanarak radyal yönde sabit sıcaklık kullanılır. Bu çalışmada, yakıt eş hacimde çok sayıda bölgeye ayrılmış ve ısıl iletkenlik katsayısı korelasyonları ile yakıt içinde radyal yönde sıcaklık dağılımı belirlenerek inceleme gerçekleştirilmiştir. Bu incelemeyi gerçekleştirmek için nötron taşınım kodu OpenMC, nükleer veri işleme kodu NJOY ve yazılım dili Python ile geliştirilen ısıl modül arasında haberleşme sağlanmıştır. Farklı hafif sulu reaktör tipleri için inceleme yapılmış ve sonuçlar tek bölge yaklaşımıyla karşılaştırılmıştır. Bu inceleme, ENDF/B-VII.1, TENDL-2014 ve TENDL-2015 nükleer veri kütüphaneleri kullanılarak gerçekleştirilmiş ve böylece farklı nükleer veri kütüphanelerinin kullanımından kaynaklanan etkilerin de gözlenmesi amaçlanmıştır.
İkinci aşamada, TENDL rastgele nükleer veri kütüphaneleri kullanılarak, nükleer veri kütüphanelerinden kaynaklı belirsizlikler incelenmiştir. UO2 içerikli nükleer yakıtlardaki iki temel izotop olan 235U ve 238U izotopları için TENDL-2014 rastgele nükleer veri kütüphaneleri kullanılmıştır. İncelemeler yine ilk aşamadaki farklı hafif sulu reaktör tipleri ile gerçekleştirilmiştir. Aynı izotopa ait her benzeşimde, aynı parametrelerle farklı nükleer veri kütüphanesi kullanılarak farklı çoğaltma faktörü sonucu elde edilmiştir. Farklı rastgele nükleer veri kütüphaneleri kullanılarak çok sayıda gerçekleştirilen benzeşimler sonucu elde edilen çoğaltma faktörü verilerinden bir dağılım elde edilmiştir. Elde edilen dağılımlar ile kullanılan izotopun nükleer veri kütüphanesinin incelenen reaktör tipinde sebep olduğu belirsizlik değerleri saptanmıştır.
Sonuçlarda nükleer yakıt birim hücresinde, radyal yönde sıcaklık gradyantı kullanılması yerine sabit sıcaklık kullanılması, farklı hafif sulu reaktör tiplerinin çoğaltma faktörleri için yaklaşık 100 pcm'e kadar az tahmine neden olduğu görülmüştür. Sıcaklık gradyantı kullanılmaması Doppler katsayı hesaplamalarında yaklaşık %8'e kadar az bir tahmine neden olmaktadır. ENDF/B-VII.1 kütüphanesi ve TENDL nükleer veri kütüphaneleri ile elde edilen çoğaltma faktörleri arasında yaklaşık 100 pcm kadar fark vardır. Kullanılan TENDL 235U ve 238U nükleer veri kütüphanelerinin sebep olduğu belirsizlikler farklı reaktör tiplerinde farklı olarak gözlenmiş ve en yüksek değerler 235U ve 238U izotopları için sırasıyla 594 ve 470 pcm kadardır.

Abstract:
Recently, investigation of effects of simplifications on nuclear models and used nuclear data libraries on calculation results have gained importance. Predicting uncertainties caused by these effects will provide more accurate approaches in calculations and more efficient results in nuclear reactor safety.
In first stage, the aim of this study is the investigation of the effect of using radial temperature distribution on the neutronic parameters in unit cell calculations. Modelling of nuclear fuel unit cell is a frequently used method to simplify nuclear reactor calculations and constant temperature in radial direction is used by defining fuel as one region during investigation. In this study, the fuel was divided into several regions having equals volumes and investigation was carried out by determining temperature distribution in radial direction in fuel with using thermal conductivity correlations. In order to perform this investigation, the communication between neutron transport code OpenMC and nuclear data processing code NJOY and thermal module which was developed with Python was provided. Different types of light water reactors were examined and the results were compared with the one region approach. This investigation was performed with ENDF/B-VII.1, TENDL-2014 and TENDL-2015 nuclear data libraries and thus, it is aimed to observe the effects of arising from the usage of different nuclear data libraries.
In second stage, uncertainties based on nuclear data libraries are examined by using TENDL random nuclear data libraries. TENDL-2014 random nuclear data libraries were used for two fundamental isotopes 235U and 238U in UO2 nuclear fuels. Again, the investigation was carried out with reactor types in the first stage. Different multiplication factor value was obtained due to usage of different nuclear data library for each of the simulation of the same isotope with same parameters. A distribution was obtained from multiplication factor value results of numerous simulations by using different random nuclear data libraries. The uncertainty values, which were caused by the nuclear data library of used isotopes in examined reactor types, were determined with using obtained distributions.
In the results, it was found that an underestimation of up to about 100 pcm in multiplication factors of different type of light water reactor types due to using constant temperature instead of using temperature gradient in radial direction in nuclear fuel unit cell. There is an underestimation of up to about 8% in calculations of Doppler coefficient due to not using temperature gradient. There are about 100 pcm difference for multiplication factors obtained with used ENDF/B-VII.1 and TENDL nuclear data libraries. Uncertainties caused by used TENDL 235U and 238U nuclear data libraries were observed differently in different reactor types and the highest values are 594 and 470 pcm for 235U and 238U isotopes, respectively.