Problematika výpočtů vyhořívání a izotopických změn jaderného paliva

Abstract

Výpočty vyhořívání jaderného paliva jsou důležitou součástí provozu jaderného reaktoru. Významnou roli hrají například v bezpečnosti provozu, jelikož pomocí nich lze predikovat izotopické složení jaderného paliva nebo zbytkový tepelný výkon palivových souborů, který ovlivňuje možnosti skladování jaderného paliva. Tato bakalářská práce je zaměřena právě na izotopické změny, které probíhají v jaderném palivu během vyhořívání v poli neutronů i po následném vyvezení z aktivní zóny reaktoru. Byly prozkoumány výpočetní nástroje, které se v této problematice aktuálně využívají, se zaměřením na implementované numerické metody a postupy výpočtů. Byla provedena rešerše validačních úloh použitelných k validaci zkoumaných výpočetních nástrojů. Z validačních úloh bylo vybráno několik příkladů, které byly spočteny pomocí výpočetního balíku SCALE. Výpočty byly provedeny dvěma metodami řešení soustav Batemanových rovnic (MATREX a CRAM) pomocí modulu ORIGAMI a v obou případech byly výsledky srovnány s experimentálními hodnotami s dobrou shodou. Pomocí nového výpočetního kódu MENDEL bylo uskutečněno několik testovacích výpočtů vyhořívání jaderného paliva. Pro vybrané případy z validačních úloh byly srovnány výpočty kódu MENDEL a ORIGAMI. Výpočet pomocí výpočetního nástroje MENDEL byl proveden zjednodušeně bez uvažování efektu samostínění a změny hustoty toku neutronů vlivem vyhořívání jaderného paliva. Výsledky získané kódem MENDEL se kvůli těmto faktorům lišily od výsledků validovaného výpočetního nástroje ORIGAMI, které měly dobrou shodu s experimentálními hodnotami.

Nuclear fuel burnup calculations are an important part of nuclear reactor operation. They play an important role, for example, in operational safety as they can be used to predict the isotopic composition of the nuclear fuel or the residual heat generation of the fuel assemblies, which also has impact to the nuclear fuel storage. This bachelor thesis focuses specifically on the isotopic changes in nuclear fuel during neutron irradiation and after subsequent discharge from the reactor core. The computational tools that are currently used in this field have been investigated, focusing on the implemented numerical methods and computational procedures. A search of validation tasks applicable to the validation of the investigated computational tools was performed. From the validation tasks, several examples were selected and computed using the SCALE computational package. Calculations were performed using two methods of solving systems of Bateman equations (MATREX and CRAM) using the ORIGAMI module, and in both cases the results were compared with experimental values with good agreement. Several test calculations of nuclear fuel burnup have been performed using the new MENDEL computational code. For selected cases of the benchmark tasks, the calculations of the MENDEL code and the ORIGAMI code were compared. The calculation using the MENDEL was performed in a simplified way without considering the self-shielding effect and the change of neutron flux due to the change of fuel composition during the burnup. Due to these factors, the results obtained with the MENDEL code differed from those of the validated ORIGAMI calculation tool, which had good agreement with the experimental values.