[PDF]    http://dx.doi.org/10.3952/lithjphys.49412

Open access article / Atviros prieigos straipsnis

Lith. J. Phys. 49, 461–469 (2009)


NUMERICAL SENSITIVITY STUDY OF IRRADIATED NUCLEAR FUEL EVOLUTION IN THE RBMK REACTOR
R. Plukienė, A. Plukis, D. Germanas, and V. Remeikis
Institute of Physics, Savanorių 231, LT-02300 Vilnius, Lithuania
E-mail: rita@ar.fi.lt

Received 6 October 2009; revised 19 November 2009; accepted 18 December 2009

The sensitivity study of the RBMK–1500 spent nuclear fuel (SNF) nuclide composition modelling was performed by investigating the essential physical reactor performance parameters (influence of coolant density, fuel and graphite temperatures, the fuel irradiation history, axial fuel assembly power profile) and specific model parameters depending on the computational code (model geometry description, neutron flux convergence criteria, evaluated nuclear data libraries and energy intervals used, resonance self-shielding parameters, etc.). SNF nuclide composition modelling was performed by using T–DEPL sequence from the SCALE 5 code package. The study showed that some of analysed parameters can influence the calculated SNF nuclide composition signicantly, especially for minor actinides and fission products with high neutron capture cross-sections. It has been found that the coolant density and axial power profile have the largest influence on irradiated fuel inventory and in order to obtain the more precise RBMK–1500 SNF nuclide composition these parameters should be modelled as close to real conditions as possible. The lattice cell pitch used for resonance self-shielding can have a significant effect on calculated actinide activities. The correct parameter could be obtained from the experimental data that are presently unavailable.
Keywords: RBMK reactor, spent nuclear fuel, SCALE 5 code, modelling, nuclide composition, sensitivity analysis
PACS: 28.41.-i, 28.20.-v, 28.50.Hw


RBMK REAKTORIAUS APŠVITINTO BRANDUOLINIO KURO EVOLIUCIJA: SKAITINIO MODELIAVIMO JAUTRUMAS PARAMETRAMS
R. Plukienė, A. Plukis, D. Germanas, V. Remeikis
Fizikos institutas, Vilnius, Lietuva

Panaudoto branduolinio kuro (PBK) sudėtį būtina žinoti pakankamu tikslumu, norint tinkamai parinkti jo saugojimo, galutinio laidojimo ar perdirbimo strategiją. Dauguma pasaulyje naudojamų reaktorių yra lengvojo vandens tipo su paprasta aktyviosios zonos sandara, kai branduolinis kuras išdėstytas taisyklinga gardele neutronų lėtiklyje, todėl dabartinės branduolinio kuro nuklidinės evoliucijos vertinimo programos pritaikytos būtent tokiems reaktoriams. RBMK reaktoriaus aktyviosios zonos konstrukcija yra heterogeninė, sudaryta iš kuro elementų, išdėstytų netaisyklinga gardele aušale ir apsuptų grafito lėtikliu. Egzistuojantys modeliavimo įrankiai (tokie kaip SCALE 5 [1] ar universali MCNP5+Monteburns [2, 3] sistema) leidžia pakankamai tiksliai aprašyti RBMK–1500 reaktoriaus konstrukciją nuklidinės sudėties evoliucijos vertinimui. Dėl eksperimentinių šio tipo reaktoriams branduolinio kuro sudėties matavimo duomenų stygiaus, atliekant PBK nuklidinės sudėties skaičiavimus, būtina įvertinti modeliavimo jautrumą bei neapibrėžtis.
Darbe sumodeliuota PBK sudėtis labiausiai priklauso nuo neutronų skerspjūvių vertinimo tikslumo. Naudojamoje SCALE 5 paprogramėje NEWT neutronų pernašos Boltzmann`o lygtis sprendžiama analiziniu būdu dvimačiam atvejui. Tikslesnius rezultatus gautume, jei spræstume trimatæ lygtį; deja, toks uždavinys bendru atveju analiziniu būdu neišsprendžiamas, todėl tenka naudoti daug laiko užimantį Monte Karlo metodą. Neutronų spektras reaktoriaus aktyviojoje zonoje taip pat priklauso nuo branduolinio kuro ir lėtiklio temperatūrų, aušalo tankio, valdymo ir apsaugos sistemos strypų padėties, reaktoriaus galios laikinės priklausomybės ir kitų fizikinių parametrų. Tačiau optimaliam vertinimui reikalinga apibrėžti pakankamo tikslumo bei skaičiavimo laiko santykį. Šiame darbe RBMK–1500 PBK nuklidinės sudėties modeliavimo tikslumas, atsižvelgiant į svarbiausius fizikinius bei matematinio modelio parametrus, vertinamas pasitelkiant SCALE 5 programų paketo T–DEPL seką.
Atlikta RBMK PBK nuklidinės sudėties vertinimo analizė parodė, kad aušalo tankis bei išilginis galios pasiskirtymas rinklėje turi didžiausią įtaką nuklidų vertinimo tikslumui, ir šie fizikiniai parametrai modelyje turi būti kuo arčiau realybės.
Šalia fizikinių reaktoriaus parametrų neapibrėžties būtina atsižvelgti ir į paties matematinio modelio parametrus: modeliavimo gardelės žingsnį, neutronų srauto konvergencijos kriterijus bei parametrus modelio rezonansinei savajai sugerčiai įvertinti. Tai gali iki kelių kartų pakeisti apskaičiuotą nuklido kiekį panaudotame branduoliniame kure, ypač aukštesniesiems aktinoidams ir dalijimosi produktams su dideliais neutronų sugerties skerspjūviais.


References / Nuorodos


[1] SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation, Version 5.1, Vols. 1–3, (ORNL/TM-2005/39, 2006)
[2] X–5 Monte Carlo Team, MCNP – A General NParticle Transport Code, Version 5, Vol. 1: Overview and Theory (LANL, 2003),
https://laws.lanl.gov/vhosts/mcnp.lanl.gov/pdf_files/la-ur-03-1987.pdf
[3] H.R. Trellue and D.I. Poston, User's Manual, Version 2.0 for Monteburns, Version 5B, preprint LA-UR-99-4999 (LANL, 1999),
http://permalink.lanl.gov/object/tr?what=info:lanl-repo/lareport/LA-UR-99-4999
[4] R. Plukienė, A. Plukis, V. Remeikis, and D. Ridikas, Benchmark calculations of RBMK spent nuclear fuel isotopic composition using MCNP and ORIGEN codes, Lithuanian J. Phys. 45, 281–288 (2005),
http://dx.doi.org/10.3952/lithjphys.45411
[5] D. Ancius, D. Ridikas, V. Remeikis, A. Plukis, R. Plukienė, and M. Cometto, Evaluation of the activity of irradiated graphite in the Ignalina Nuclear Power Plant RBMK–1500 reactor, Nukleonika 50, 113–120 (2005),
http://www.nukleonika.pl/www/back/full/vol50_2005/v50n3p113f.pdf
[6] V. Remeikis and A. Jurkevicius, Evolution of the neutron sensor characteristics in the RBMK–1500 reactor neutron flux, Nucl. Eng. Des. 231, 271–282 (2004),
http://dx.doi.org/10.1016/j.nucengdes.2004.03.011
[7] A. Plukis, V. Remeikis, L. Juodis, R. Plukienė, D. Lukauskas, and A. Gudelis, Analysis of nuclide content in INPP radioactive waste streams, Lithuanian J. Phys. 48, 375–379 (2008),
http://dx.doi.org/10.3952/lithjphys.48409
[8] V. Remeikis, A. Plukis, L. Juodis, A. Gudelis, D. Lukauskas, R. Druteikienė, G. Lujanienė, B. Lukšienė, R. Plukienė, and G. Duškesas, Study of the nuclide inventory of operational radioactive waste for the RBMK–1500 reactor, Nucl. Eng. Des. 239, 813–818 (2009),
http://dx.doi.org/10.1016/j.nucengdes.2008.11.010
[9] PHARE project No. 2003/5812.04.02 Support to VATESI and its TSOs in Assessment of Beyond Design Basis Accidents for RMBK–1500 Reactors Task 1: Assessment of Radionuclide Inventory in RBMK–1500 Irradiated Fuel. Report 1.5. Sensitivity study of radionuclide inventory modelling in RBMK–1500 irradiated fuel (Institute of Physics, Vilnius, 2006)
[10] A.S. Gerasimov, T.S. Zaritskaya, and A.P. Rudik, Handbook of Nuclide Production in Nuclear Reactors (Energoatomizdat, Moscow, 1987) [in Russian]
[11] INPP unit 2 safety analysis report, Accident analysis. Chapter 1. Methodology of accident analysis. Section 1.1. Database of initial data and engineering handbooks. Subsection 1.1.2. Engineering handbook for RELAP5 MCC model. Description of thermohydraulics
components (Code of Document PTOab2 -- 0345 -- 5112V1, Ignalina NPP, 2002)
[12] PHARE project No. 2003/5812.04.02 Support to VATESI and its TSOs in Assessment of Beyond Design Basis Accidents for RMBK–1500 Reactors Task 3: Analysis of RBMK–1500 Main Circulation Circuit Behaviour in Case of BDBA. Report No 2. Features of the RBMK–1500 reactor main circulation circuit modeling, Final Draft (Lithuanian Energy Institute, Kaunas, 2007)