Modelowanie kasety paliwowej reaktora PWR kodem DRAGON4.05
Celem tego projektu było przeprowadzenie obliczeń składu izotopowego wypalonego paliwa, które składa się pastylek UO2. Uzyskane wyniki zostały wykorzystane w celach edukacyjnych.
Obliczenia zostały wykonane dla lekkowodnego reaktora ciśnienowego (PWR) z uwzględnieniem kaset paliwowych o różnym wzbogaceniu i różnemu układowi prętów paliwowych. Wszystkie kasety znajdują się w rdzeniu reaktora. W obliczeniach uwzględnione są także te zawierające gadolin, który jest tzw. trucizną i również ulega wypaleniu. Dodatek tego pierwiastka umożliwia lepszą kontrolę nad reaktorem podczas włączenia. Głównym warunkiem brzegowym dla obliczeń jest początkowy skład izotopowy paliwa, ale na wynik końcowy mają bardzo duży wpływ takie czynniki jak moc reaktora, lub warunki pracy elektrowni .
Obliczenia zostały przeprowadzone kodem DRAGON4.05, który został stworzony na École Polytechnique de Montréal. Kod implementuje różne algorytmy rozwiązujące równanie transportu neutronów. Modele zostały porównane z benchmarkiem IAEA [2] wskazując na dużą zgodność z danymi.
Na realizację projektu składało się stworzenie modelu kasety paliwowej reaktora PWR na podstawie danych pozyskanych z dokumentu [1]. Wszystkie dane geometryczne oraz definicje materiałów zostały włączone do kodu za pomocą jego odpowiednich modułów.
Pierwszym krokiem podczas realizowania zadania było obliczenie ilości aktynowców oraz innych izotopów, które zostały wytworzone podczas kampanii paliwowej. Wyznaczono także współczynnik powielania (keff) oraz wielogrupowe widmo energetyczne neutronów. Przykładowe wyniki pokazane są na załączonych grafikach (odpowiednio pierwszy i drugi obrazek)
W przyszłości planowane są także prace obejmujące obliczenia dla paliwa jądrowego znajdującego się w mokrym, a po pewnym czasie w suchym przechowalniku.
Autorzy: Rafał Możdżonek, Eleonora Skrzypek, Maciej Skrzypek
Przypisy:
[1] U.S EPR Final Safety Analysis Report,United States Nuclear Regulatory Commission, June 27, 2011
[2] Potential of Thorium based fuel cycles to constrain Plutonium and reduce long lived waste toxicity, IAEA Tecdoc 1349