Isıl-nötronik etkileşimlerin yakıt elemanlarının tesir kesitlerine etkisi
Effect of thermal-neutronic coupling on the cross-sections of nuclear fuel
Yazar: GÜLÇİN SARICI TÜRKMEN
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 reaktörlerde güvenlik limitleri belirlenirken yapılan nötronik hesaplamaların doğru ve hassas bir şekilde yapılması reaktör güvenliği açısından oldukça önemlidir. Nötron tesir kesitlerinin oluşturulması da yapılan bu hassas hesaplamaların içinde yer almaktadır. Bu işlem sırasında bazı basitleştirmeler, kabuller ve yaklaşımlar yapılmaktadır. Hesaplama maliyetini düşürdüğü için genelde yakıt elemanı içinde izotermal sıcaklık yaklaşımı kullanılmaktadır. Böyle bir yaklaşım ise reaktör parametreleri üzerinde belirsizliklerin oluşmasına neden olmaktadır. Yakıt içinde bulunan izotopların etkin tesir kesitleri özellikle rezonans bölgesinde Doppler etkisinden kaynaklı sıcaklıkla doğrudan değişmektedir. Sıcaklıkla değişen tesir kesitleri ise öz-zırhlama hesaplarını etkilemektedir. Bu yüzden yakıt içindeki sıcaklık profili kullanılarak hesaplamaların yapılması daha doğru sonuçlar verecektir.
Bu tezin amacı, ısı denklemi ile reaktör fiziği kodunu birleştirerek yakıt içinde izotermal sıcaklık yaklaşımından kaynaklı belirsizlikleri incelemektir. Yakıt elemanı, radyal uzanımı boyunca farklı sıcaklıklara sahip çok bölgeli gösterimle tasvir edilerek, radyal sıcaklık profilinin reaktör parametreleri üzerindeki etkisi araştırılmıştır. Hesaplamalarda DRAGON kodu kullanılmıştır. Bu hesaplamalar sırasında eksenel yöndeki sıcaklık değişimi göz önünde bulundurulmamıştır.
Hesaplamalarda referans olarak "Modellemede Belirsizlik Analizi – Uncertainty Analysis in Modelling" (UAM) kapsamında incelenen PWR TMI-1, BWR Peach Bottom ve VVER-1000 Kozloduy reaktörlerinin birim hücreleri kabul edilmiştir. İzotermal sıcaklık yaklaşımının sonuçları ile sıcaklık profilinin kullanıldığı durumdaki sonuçlar karşılaştırılmıştır. Sıcaklık profilinin kullanımının kritiklik değişimi, δk, Doppler katsayısı, radyal ısı üretim hızları ve sıcaklık dağılımları üzerindeki etkileri incelenmiştir.
Sonuçlar göstermektedir ki, k∞  değerindeki değişimin büyüklüğü reaktör tipine, ortalama yakıt sıcaklığına, kullanılan tesir kesiti kütüphanesine, çözüm metoduna ve hesaplamalarda kullanılan diğer parametrelere doğrudan bağlıdır. DRAGON kodu ile yapılan hesaplamalarda,  üç reaktör tipi için k∞ değerinde sıcaklık profilinin kullanımından kaynaklı yaklaşık 110 pcm'lik, çok-bölgeli gösterimden kaynaklı yaklaşık 220 pcm'lik düşük tahmin hesaplanmıştır. Reaktivitenin Doppler katsayısında ise %5-10 oranında yüksek tahmin hesaplanmıştır. Yakıtın içindeki ortalama sıcaklık arttıkça, sıcaklık profilinin kullanımından kaynaklı k∞ değeri üzerindeki etkisi de artmaktadır. Her 100 K'lik sıcaklık artışı k∞ üzerinde 15 pcm'lik değişime neden olmaktadır. Farklı nötron tesir kesiti kütüphanelerinin kullanımı ise k∞ üzerinde en fazla 5 pcm'lik bir değişime neden olmuştur. Aynı kütüphanenin farklı versiyonları arasında ise fark gözlenmemiştir. Farklı enerji grup sayısına sahip ENDF/B-VII.1 kütüphaneleriyle yapılan incelemelerde, enerji grup sayısı arttıkça sıcaklık profili kullanımından ve çok-bölgeli gösterimden kaynaklı k∞ değerinde yaklaşık 26-27 pcm'lik bir fark gözlenmiştir. Yakıt demeti için yapılan hesaplamalarda ise yakıt demetinin tamamında sıcaklık profilinin kullanılmasını modellemek yerine ortalama güç üretimine sahip bir yakıt çubuğu için modelleme yapıp tamamı için çıkarımda bulunulabileceği görülmüştür. 
Yapılan hesaplamaların sonucunda, yakıt bölgesini çok-bölgeli gösterim ile sıcaklık profili kullanılarak modellenmesi güvenlik kısıtlamalarını doğru bir şekilde hesaplayabilmek için gerekmektedir.

Abstract:
Accurate and precise neutronics calculations are important for reactor safety while defining safety limits for nuclear reactors. These calculations include the generation of neutron cross sections, as well. Some simplifications, assumptions and approaches are made during this process. Isothermal temperature approach is usually used in the fuel element since it reduces the computational cost. Such an approach leads to uncertainty on the reactor parameters. The effective cross-sections of the isotopes in the fuel vary directly with the temperature due to the Doppler effect, particularly in the resonance zone. Temperature-dependent cross section affects the self-shielding calculations. Therefore, use of the radial temperature profile in the fuel will give more accurate results. 
The aim of this thesis is to investigate the uncertainties due to the isothermal temperature approach in the fuel by solving heat equation with the space-dependent volumetric heat generation rate and temperature-dependent thermal conductivity coupled with the reactor physics code. The effect of the radial temperature profile on the reactor parameters was investigated by describing the fuel element with a multi-zone representation with different temperatures along the fuel radius. The DRAGON code is used in calculations. In the calculations, the effect of axial temperature change was not considered. 
The unit cells of the PWR TMI-1, BWR Peach Bottom and VVER-1000 Kozloduy reactors examined in the Uncertainty Analysis in Modeling (UAM) project were used as reference in the calculations. The results of the isothermal temperature approach were compared with the results of the temperature profile. The effects of temperature profile on criticality change, δk, Doppler coefficient, radial heat generation rates and temperature distributions were investigated.
The results show that the magnitude of the change in k∞ depends directly on the reactor type, the average fuel temperature, the cross section of the library used, the solution method and other parameters used in the calculations. For three reactor types, there is an under estimation of approximately 110 pcm due to the use of the temperature profile and approximately 220 pcm due to the multi-region representation in k∞. Doppler coefficient of reactivity is overestimated to be 5-10%. As the average fuel temperature increases, the uncertainty in k∞ due to the use of the temperature profile also increases. An increase of 100 K in temperature is caused by a change of 15 pcm in k∞. The use of different neutron cross-section library leads to a change of maximum 5 pcm in k∞. There is no observed difference between the different versions of the same library. While examining effect of ENDF/B-VII.1 libraries with different energy group numbers, about 26-27 pcm in the k∞ value due to the use of the temperature profile and the multi-region representation is observed as the number of energy groups increases. In addition, the calculations made for the fuel assembly show that the full assembly can be deducted by modeling a fuel rod with average power, instead of modeling the full assembly. 
As a result of the calculations, the modeling of the fuel element with the temperature profile as the multi-region is required in order to accurately estimate the safety constraints.