Příprava makroskopických účinných průřezů pro reaktory s vysokým únikem neutronů

Abstract

Pro aktivní zóny reaktorů menších rozměrů je celozónový výpočet nodálními kódy zatížen větší nejistotou kvůli vyššímu podílu neutronů, které uniknou z aktivní zóny. Na přesnost výpočtů má vliv difúzní koeficient, resp. makroskopický účinný průřez pro transport, které popisují únik neutronů ze systému. Pokročilé metody pro výpočet difúzního koeficientu a jejich vliv na připravené knihovny jaderných dat a následné celozónové výpočty ve výpočetním kódu PARCS jsou analyzovány. Dále jsou v práci zkoumány vybrané výpočetní kódy pro přípravu jaderných dat: Triton, Polaris a Serpent. Srovnání výpočtů s použitím připravených knihoven s referenčními výpočty kódu Serpent ukazují, že některé kódy mají nedostatky v různých oblastech přípravy jaderných dat. Pro celozónové výpočty je dosaženo přijatelné shody koeficientů násobení mezi výpočty kódem PARCS s připravenými knihovnami a referenčními výpočty v kódu Serpent. Dále jsou analyzovány výpočty s vyhořením, kde jsou zkoumanými parametry kritická koncentrace kyseliny borité pro jednotlivé kroky vyhoření a rozložení výkonu na začátku vyhořívání, v kroku s nejvyšším nevyrovnáním výkonu a na konci vyhořívání.

For small reactors there is a greater uncertainty in full-core calculations performed with nodal codes due to higher neutron leakage from core. The important parameter for neutron leakage evaulation is diffusion coefficient/transport macroscopic cross-section. These parameters describe neutron leakage from the core. There are several methods for diffusion coefficient generation. Calculations using XS libraries generated with different methods are performed with the PARCS code. Also 3 different codes for homogenized data preparation are used: Triton, Polaris and Serpent. Some issues in XS data preparation of codes are analyzed from the comparison of calculations with prepared XS libraries and the Serpent calculations. The agreement between PARCS full-core calculations and Serpent full-core calculations is acceptable for no-burnup calculations with comparable models. Then full-core burnup calculations are performed. Analyzed parameters are: critical boron concentration through the burnup steps and power distribution at the beginning of the burnup, for burnup step with the highest power peaking factor and at the end of the burnup.