Development of a dynamic stochastic neutronics code for the analysis of conventional and hybrid nuclear reactors

Abstract

The necessity for precise simulations of a nuclear reactor especially in case of complex core and fuel configurations has imposed the increasing use of stochastic (Monte Carlο) neutronics codes. Besides, a demand of additional stochastic codes’ inherent capabilities has emerged regarding mainly the simulation of the temporal variations in the core isotopic composition as well as the incorporation of the thermal-hydraulic feedback. In addition to the above, the design of innovative nuclear reactor concepts such as the Accelerator Driven Systems (ADS) imposed extra requirements of simulation capabilities. More specifically, the combination of an accelerator and a nuclear reactor in the ADS requires the simulation of both subsystems for an integrated system analysis. Therefore a need arises for more advanced simulation tools, able to cover the broad neutrons energy spectrum involved in these systems. In the frame of this thesis, ANET, a new stochastic code was developed aiming to satisfy the following issues: a) the reliability in simulating certain reactor parameters important to safety, i.e. the reactor criticality as well as the neutron flux and fission rates, b) the internal “on-the-fly” core inventory evolution and fuel depletion calculation and c) the improvement of the ADSs simulation, thus improving the management of transuranian nuclear waste. The ANET reliability in analyzing typical configurations was tested using various installations and international benchmarks along with parallel simulations by different well established codes. The results obtained by the ANET code verify its ability to successfully simulate important parameters of critical and subcritical systems. Also, the application of ANET for dynamic reactor core analysis is very promising since it indicates the code capability to inherently provide a reasonable prediction for the core inventory evolution. Lastly, the inherent ANET capability of analyzing ADSs was demonstrated by the satisfactory code performance in the analysis of a prototype accelerator driven system fulfilling thus the requirements of an advanced stochastic neutronics code with scope of application to the analysis of both conventional and innovative nuclear fission reactors.

Η ανάγκη λεπτομερούς προσομοίωσης ενός πυρηνικού αντιδραστήρα, ειδικά στις περιπτώσεις διατάξεων με περίπλοκη γεωμετρία και σύσταση καυσίμου, επέβαλε την ολοένα και αυξανόμενη χρήση των στοχαστικών (Monte Carlo) νετρονικών κωδίκων. Εκτός αυτού, απαιτούνται επιπλέον εγγενείς δυνατότητες στους στοχαστικούς κώδικες που αφορούν κυρίως σε προσομοιώσεις της χρονικής μεταβολής της ισοτοπικής σύστασης του καυσίμου σε συνδυασμό με την ενσωμάτωση της θερμοϋδραυλικής ανάδρασης. Επιπροσθέτως, ο σχεδιασμός καινοτόμων σχεδίων πυρηνικών αντιδραστήρων, όπως των Αντιδραστήρων Οδηγούμενων από Επιταχυντή (ΑΟΕ), δημιούργησε πρόσθετες απαιτήσεις στις δυνατότητες των κωδίκων προσομοίωσης. Πιο συγκεκριμένα, ο συνδυασμός επιταχυντή και πυρηνικού αντιδραστήρα στους ΑΟΕ, απαιτεί την προσομοίωση αμφότερων των υποσυστημάτων για την ολοκληρωμένη ανάλυση του συστήματος. Επομένως, ανακύπτει η ανάγκη για εξελιγμένα εργαλεία προσομοίωσης τα οποία θα είναι ικανά να καλύψουν το ευρύ ενεργειακό φάσμα των νετρονίων που παρατηρείται στα προαναφερθέντα συστήματα. Στα πλαίσια αυτής της εργασίας, ο ANET, ένας νέος στοχαστικός κώδικας νετρονικής ανάλυσης αναπτύχθηκε με σκοπό να ικανοποιήσει τις ακόλουθες απαιτήσεις: α) την αξιοπιστία στην προσομοίωση ορισμένων παραμέτρων του αντιδραστήρα που είναι σημαντικές για την ασφάλεια, π.χ. την κρισιμότητα του αντιδραστήρα, τις νετρονικές ροές και τους ρυθμούς αντιδράσεων, β) τον δυναμικό υπολογισμό της εξάντλησης καυσίμου καθώς και των αλλαγών της ισοτοπικής σύστασης του καυσίμου και γ) τη βελτίωση των προσομοιώσεων ΑΟΕ, βελτιώνοντας κατ’ αυτόν τον τρόπο και τη δυνατότητα διαχείρισης υπερουράνιων πυρηνικών αποβλήτων. Για την επαλήθευση και την επικύρωση των δυνατοτήτων του ANET χρησιμοποιήθηκαν δεδομένα από διάφορες διατάξεις και διεθνείς πρότυπες αναλύσεις προβλημάτων (benchmarks) σε συνδυασμό με προσομοιώσεις εν παραλλήλω από άλλους διεθνώς αναγνωρισμένους στοχαστικούς ή ντετερμινιστικούς νετρονικούς κώδικες. Τα αποτελέσματα που προέκυψαν δείχνουν ότι ο ANET έχει τη δυνατότητα να υπολογίζει σωστά σημαντικές παραμέτρους κρίσιμων ή υποκρίσιμων συστημάτων. Επιπλέον, η προκαταρκτική εφαρμογή του ANET σε προβλήματα υπολογισμού εξάντλησης καυσίμου παρέχει πολύ υποσχόμενα αποτελέσματα δεδομένου ότι υποδεικνύει την ικανότητα του κώδικα να παρέχει εγγενώς μια λογική πρόβλεψη για την χρονική εξέλιξη της σύστασης του πυρηνικού καυσίμου. Τέλος, η εγγενής δυνατότητα του ANET να αναλύει ΑΟΕ αποδείχθηκε από την επιτυχή απόδοση του κώδικα όσον αφορά στην ανάλυση ενός πρωτότυπου λειτουργούντος ΑΟΕ πληρώντας τις προϋποθέσεις ενός εξελιγμένου στοχαστικού νετρονικού κώδικα με πεδίο εφαρμογής τους συμβατικούς αλλά και καινοτόμους πυρηνικούς αντιδραστήρες σχάσης.