Coupled neutronics and thermal hydraulics of high density cores for FRM II [Elektronische Ressource] / Harald Breitkreutz

Harald Breitkreutz

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• Publié par: technische_universitat_munchen
• Publié le: 01 janvier 2011
• Nombre de lectures: 45
• Langue: Deutsch
• Poids de l'ouvrage: 31 Mo

Extrait

TECHNISCHE UNIVERSITÄT MÜNCHEN

Physik Department
Lehrstuhl für Funktionelle Materialien E13

Forschungs-Neutronenquelle Heinz Maier-Leibnitz





Coupled Neutronics and Thermal Hydraulics
of High Density Cores for FRM II




Harald Breitkreutz








Vollständiger Abdruck der von der Fakultät für Physik der Technischen Universität
München zur Erlangung des akademischen Grades eines

Doktors der Naturwissenschaften (Dr. rer. nat)

genehmigten Dissertation.

Vorsitzender: Univ.-Prof. Dr. W. Weise

Prüfer der Dissertation: 1. Univ.-Prof. Dr. Winfried Petry
2. Univ.-Prof. Rafael Macián-Juan, Ph.D.

Die Dissertation wurde am 28. Februar 2011 bei der Technischen Universität
München eingereicht und durch die Fakultät für Physik am 4. März 2011
angenommen. Die Mehrheit bringt der Mathematik Gefühle entgegen, wie sie nach Aristoteles durch die Tragödie geweckt
werden sollen, nämlich Mitleid und Furcht. Mitleid mit denen, die sich mit der Mathematik plagen müssen,
und Furcht: daß man selbst einmal in diese gefährliche Lage geraten könne.
Paul Epstein (1883 - 1966)
Alles was lediglich wahrscheinlich ist, ist wahrscheinlich falsch.
René DescartesAbstract
According to the ‘Verwaltungsvereinbarung zwischen Bund und Land vom 30.5.2003’ and its updating on
13.11.2010, the Forschungs-Neutronenquelle Heinz Maier-Leibnitz, Frm II, has to convert its fuel element
to an uranium enrichment which is significantly lower than the current 93%, in case this is economically
reasonable and doesn’t impact the reactor performance immoderate. In the framework of this conversion,
new calculations regarding neutronics and thermal hydraulics for the anticipated core configurations have
to be made.
The computational power available nowadays allows for detailed 3D calculations, on the neutronic as
2
well as on the thermal hydraulic side. In this context, a new program system, ‘X ’, was developed. It
couples the Monte Carlo code McnpX, the computational fluid dynamics code Cfx and the burn-up code
sequence MonteBurns. The codes were modified and extended to meet the requirements of the coupled
calculation concept.
To verify the new program system, highly detailed calculations for the current fuel element were made
and compared to simulations and measurements that were performed in the past. The results strengthen
the works performed so far and show that the original, conservative approach overestimates all critical
thermal hydraulic values. Using the CFD software, effects like the impact of the combs that fix the
fuel plates and the pressure drop at the edges of the fuel plates were studied in great detail for the first time.
Afterwards, a number of possible new fuel elements with lower enrichment, based on disperse and mono-
lithic UMo (uranium with 8 wt.-% Mo) were analysed. A number of straight-forward conversion scenarios
was discussed, showing that a further compaction of the fuel element, an extended cycle length or an
increased reactor power is needed to compensate the flux loss, which is caused by the lower enrichment.
This flux loss is in excess of 7%. The discussed new fuel elements include a 50% enriched disperse UMo
core with different densities at two reactor power levels, and two 40% enriched monolithic UMo cores, one
with flat plates and one with plates that have a thickness gradient. Again, two different power levels were
regarded.
To estimate the uncertainty of the performed calculations, a sensitivity analysis was conducted. This
includes results of neutronics, burn-up and thermal hydraulics. The identified uncertainties are generally
quite small.Zusammenfassung
Die „Verwaltungsvereinbarung zwischen Bund und Land vom 30.5.2003“ und deren Fortschreiben zum
13.11.2010 fordern eine Senkung der Anreicherung des im Brennelement der Forschungs-Neutronenquelle
Heinz Maier-Leibnitz, Frm II, verwendeten Urans von derzeit 93% auf ein geringeres Level, sofern dies
ökonomisch vertretbar ist und die Performance des Reaktors nicht über die Maßen beeinträchtigt. Im
Rahmen dieses Konversionsprogrammes müssen neue, gekoppelte Berechnungen für die Neutronik und die
Thermohydraulik der möglichen zukünftigen Kerne durchgeführt werden.
Die heute verfügbare Rechenleistung erlaubt es, detaillierte dreidimensionale Berechnungen, sowohl für
die Neutronik als auch für die Thermohydraulik, durchzuführen. In diesem Zusammenhang wurde das
2
Programmsystem „X “ entwickelt, das den Monte Carlo-Neutronikcode McnpX, den numerischen Strö-
mungsmechanikcode Cfx und den Abbrandcode MonteBurns koppelt. Die genannten Codes wurden
modifiziert und erweitert um den Anforderungen des gekoppelten Konzeptes zu genügen.
Zur Verifizierung des neuen Programmsystemes wurden detaillierte Berechnungen für das gegenwärtige
Brennelement durchgeführt und mit den aus früheren Rechnungen und Messungen verfügbaren Ergeb-
nissen verglichen. Die Ergebnisse bestätigen die bisher durchgeführten Arbeiten und zeigen, dass die
ursprüngliche, konservative Vorgehensweise alle kritischen thermohydraulischen Parameter überschätzt.
Zudem wurden erstmals detailliert die Effekte der Kämme, die die Brennstoffplatten fixieren und die
Druckverhältnisse an den Kanten der Brennstoffplatten untersucht.
Darauf aufbauend wurde eine Anzahl möglicher neuer Brennelemente mit einer geringeren Anreicherung
untersucht. Als Brennstoffe wurde UMo, Uran mit 8 Gew.-% Molybdän, in disperser und in monolithischer
Form verwendet. Aus der Diskussion einiger direkte Konversionsszenarien ergab sich, dass eine weitere
Kompaktierung des Brennelements, eine Verlängerung der Zyklusdauer oder eine erhöhte Reaktorleistung
nötig sind um den durch die geringere Anreicherung bedingten Flußverlust zu kompensieren. Die berech-
neten Verluste betragen minimal 7%. Die in diesem Rahmen diskutierten Brennelementkonfigurationen
beinhalten Kerne mit 50%ig angereichertem dispersen U8Mo, für das zwei unterschiedliche Dichten und
zwei verschiedene Reaktorleistungen betrachtet wurden, und Kerne mit 40%ig angereichertem monoli-
thischen U8Mo. Hier wurden ein Platte konstanter und eine Platte variabler Dicke untersucht, letztere
ebenfalls für zwei verschiedene Reaktorleistungen.
Eine Sensitivitätsanalyse wurde durchgeführt um die Unsicherheiten der Berechnungen abschätzen zu
können. Diese Analyse schließt sowohl die Neutronik, als auch den Abbrand und die Thermohydraulik ein.
Die ermittelten Unsicherheiten sind vergleichsweise gering.Contents
Abstract I
1 General Conditions 1
1.1 Basic Properties of the Current Fuel Element of FRM II . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1
1.2 Conversion to Uranium with 50% Enrichment or less . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4
1.3 This Work . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4
1.3.1 Choice of Codes . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4
I Neutronics 7
2 Basics of Monte Carlo Calculations 9
2.1 Fundamental Terms . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10
2.2 Interactions . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11
2.2.1 Choice of Interaction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11
2.3 Cross Sections . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 12
2.3.1 Scattering Cross Sections . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 12
2.3.2 Unresolved Resonances . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 14
2.3.3 Absorption . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 15
2.3.4 Temperature Adjustment in MCNP . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 15
2.4 Variance Reduction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 16
2.5 Uncertainties in Monte Carlo Calculations . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 17
2.5.1 Statistical Tests . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 17
2.5.2 Uncertainty of k . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 21eff
2.5.3 Source Entropy . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 22
2.5.4 Uncertainty of other Quantities . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 23
2.5.5 Perturbation Theory in Monte Carlo Calculations . . . . . . . . . . . . . . . . . . 23
2.6 Particle Production . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27
2.6.1 Production of Prompt Particles . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27
2.6.2 Delayed Particle Production . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 28
2.6.3 Photon Physics . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 28
3 Cross Sections 29
3.1 Used NJOY Modules . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 30
3.2 Uncertainties