Advanced core physics and thermal hydraulics analysis of boiling water reactors using innovative fuel concepts

Winter, Dominik; Thomauske, Bruno

doi:5020

Advanced core physics and thermal hydraulics analysis of boiling water reactors using innovative fuel concepts = Erweiterte reaktorkernphysikalische und thermohydraulische Untersuchungen von innovativen Brennstoffen in Siedewasserreaktoren

Winter, Dominik (Author)

2014

Verantwortlichkeitsangabevorgelegt von Dominik Winter

ImpressumAachen 2014

UmfangX, 177 S. : Ill., graph. Darst.

Aachen, Techn. Hochsch., Diss., 2014

Zsfassung in dt. und engl. Sprache

Genehmigende Fakultät
Fak05

Hauptberichter/Gutachter
Thomauske, Bruno (Thesis advisor)

Tag der mündlichen Prüfung/Habilitation
2014-04-10

Online
URN: urn:nbn:de:hbz:82-opus-50202
URL: https://publications.rwth-aachen.de/record/229822/files/5020.pdf

Einrichtungen

Inhaltliche Beschreibung (Schlagwörter)
Kernreaktorphysik (Genormte SW) ; Thermohydraulik (Genormte SW) ; Siedewasserreaktor (Genormte SW) ; Computersimulation (Genormte SW) ; Physik (frei) ; core physics (frei) ; thermal hydraulics (frei) ; computer simulation (frei) ; boiling water reactors (frei)

Thematische Einordnung (Klassifikation)
DDC: 530
pacs: 28.41.Ak * 28.20.-v * 28.50.Hw

Kurzfassung
Der ökonomische Betrieb eines Siedewasserreaktors (SWR) wird hauptsächlich über die axial gleichmäßige Brennstoffausnutzung in den Brennelementen (BE) erreicht. Diese gleichmäßige Ausnutzung stellt eine große Herausforderung dar, weil sich das Neutronenspektrum mit der Höhe im aktiven Kern verändert. Genauer gesagt wird das Spektrum härter je höher die Position ist, was zu einer Verringerung der Brennstoffausnutzung führt, da der mikroskopische Wirkungsquerschnitt des Brennstoffs (BS) mit den hochenergetischen Neutronen über mehrere Größenordnungen geringer ist. In dieser Arbeit wird der Einsatz von zwei verschiedenen Brennstoffkonzepten untersucht, welche auf Mischoxid (MOX) und auf einer Thorium-Plutonium (ThPu) Verbindung basieren. Dazu ist ein Simulationsmodell entwickelt worden, mit dem sich die Thermohydraulik, die Neutronik und der Brennstoffabbrand berechnen lassen. Die untersuchten Brennstoffkonzepte zeichnen sich durch eine axiale Anpassung der Plutoniumanreicherung aus, welches in dieser Arbeit aus abgebrannten BE gewonnen wird und einen hohen Spaltanteil am Absorptionswirkungsquerschnitt für schnelle Neutronenenergien hat. Das Potential den Brennstoffabbrand über die gesamte Höhe durch eine Erhöhung der Spaltreaktionsraten im oberen Bereich zu homogenisieren, wird durch eine Kombination aus dem härteren Spektrum und dem hohen Spaltanteil am Absorptionswirkungsquerschnitt analysiert. Die drei Berechnungsmodelle für Thermohydraulik, Neutronik und Brennstoffabbrand liefern Ergebnisse auf BE- und/oder Kernebene. Im ersten Fall liegt der Fokus auf der thermohydraulischen Untersuchung, dem Brennstoffabbrand und der zeitlichen Aktivitätsentwicklung des abgebrannten BE. In zweiten Fall werden sicherheitsrelevante Reaktivitätskoeffizienten (Rückkopplungseffekte) und eine Optimierung des SWR Betriebs untersucht. Für beide Fälle (BE und Kern) werden die Erzeugungs- sowie die Vernichtungsraten der einzelnen relevanten Isotope analysiert. Außerdem wird ein Vergleich zwischen dem Einsatz der BS mit einer homogenen Anreicherung und dem Einsatz der neuen BS gemacht. Im Rahmen der Simulationen produzieren der ThPu und der MOX BS dieselbe Energie wie der konventionelle Uran-basierte BS. Die Ergebnisse der Studien zeigen, dass in den ThPu und MOX BS teilweise signifikant geringere Mengen an langlebigen Aktiniden erzeugt werden. Das zeitlich gemittelte Leistungsprofil über die aktive Höhe ist in den BE, die mit dem heterogenen BS beladen sind, gleichmäßiger verteilt und die Maximaltemperaturin bei den Brennstoffsorten liegt um 250 K unter der Maximaltemperatur im UO2 BS. Die niedrigere Temperatur führt zu einer geringeren Dopplerverbreiterung der Resonanzlinien im Absorptionswirkungsquerschnitt sowie zu kleineren Temperaturgradienten in den Materialstrukturen. Der Abbrand ist mit dem Leistungsprofil korreliert und weist deshalb eine axial konstantere Brennstoffausnutzung im Vergleich zu dem konventionellem UO2 BS auf. Im Hinblick auf die Aktivitätsentwicklung der abgebrannten BE wird gezeigt, dass die Spaltprodukte in dem MOX und dem ThPu BS nur einen vernachlässigbaren Anteil zu der Gesamtaktivität beitragen, was im Gegensatz zu konventionellem UO2 BS steht, bei dem die Gesamtaktivität von den Spaltprodukten am Anfang der Lagerungszeit dominiert wird. Nichtsdestotrotz nimmt die Gesamtaktivität in den neuartigen Brennstoffkonzepten bei MOX um einen Faktor von zwei und bei ThPu um einen Faktor 2,5 langsamer ab als bei UO2 BS, da diese einen hohen Plutoniumanteil aufweisen. Auf der anderen Seite ist diese Entwicklung typisch für konventionellen MOX BS. Auf Kernebene werden die konventionellen Uran-basierten BE mit 11% heterogen beladenen MOX und 18% heterogen beladenen ThPu BE ausgetauscht. Ein optimales Beladungsschema mit einem minimalen "Peaking"-Faktor ist für beide Modelle erreicht worden. Die mit den neuartigen Brennstoffkonzepten beladenen BE beeinflussen die übrigen UO2 BE und das Betriebsverhalten des gesamten Kerns durch (unter anderem) eine Verlängerung der Betriebsdauer von ungefähr 22%. Diese Verlängerung lässt sich wie folgt erklären: für den Einsatz von- MOX: Eine Erhöhung der Spaltrate von Plutonium im oberen Bereich des aktiven Kerns führt zu einer Erhöhung des Neutronenflusses und dadurch induzierten Spaltreaktionen- ThPu: Eine Erhöhung des Inventars an spaltbaren Aktiniden während der Betriebsphase aufgrund des Erbrütens von spaltbarem Uran-233 aus dem Brutstoff Thorium-232Abschließend sind für beide Kernbeladungen gleiche oder sogar günstigere reaktorphysikalische Sicherheitskoeffizienten berechnet worden, welche sich innerhalb der genehmigten Sicherheitsmargen für aktuelle SWR befinden.

The economical operation of a boiling water reactor (BWR) is mainly achieved by the axially uniform utilization of the nuclear fuel in the assemblies which is challenging because the neutron spectrum in the active reactor core varies with the axial position. More precisely, the neutron spectrum becomes harder the higher the position is resulting in a decrease of the fuel utilization because the microscopic fission cross section is smaller by several orders of magnitude. In this work, the use of two fuel concepts based on a mixed oxide (MOX) fuel and an innovative thorium-plutonium (ThPu) fuel is investigated by a developed simulation model encompassing thermal hydraulics, neutronics, and fuel burnup. The main feature of these fuel concepts is the axially varying enrichment in plutonium which is, in this work, recycled from spent nuclear fuel and shows a high fission fraction of the absorption cross section for fast incident neutron energies. The potential of balancing the overall fuel utilization by an increase of the fission rate in the upper part of the active height with a combination of the harder spectrum and the higher fission fraction of the absorption cross section in the BWR core is studied. The three particular calculational models for thermal hydraulics, neutronics, and fuel burnup provide results at fuel assembly and/or at core level. In the former case, the main focus lies on the thermal hydraulics analysis, fuel burnup, and activity evolution after unloading from the core and, in the latter case, special attention is paid to reactivity safety coefficients (feedback effects) and the optimization of the operational behavior. At both levels (assembly and core), the isotopic buildup and depletion rates as a function of the active height are analyzed. In addition, a comparison between the use of conventional fuel types with homogeneous enrichments and the use of the innovative fuel types is made. In the framework of the simulations, the ThPu and the MOX fuel produce the same amount of energy as the conventional uranium-based fuel. The results of the studies show that in the ThPu and in the MOX fuels partially significant smaller quantities of most of the long-lived actinides are produced. The time-averaged power profile along the active height in the assemblies loaded with the heterogeneous fuel is broader distributed and the maximum temperature in both fuel types is approximately 250 K lower than the maximum temperature in the UO2 fuel. This yields to a decrease in the Doppler broadening of the resonance lines in the absorption cross section as well as to smaller temperature gradients in the material structures of the assembly. The fuel burnup is correlated with the power profile, hence, an axially more constant fuel utilization in comparison to uranium-based fuels with a homogeneous enrichment is observed. Regarding the initial activity of the spent fuels, it is shown that the contribution of the fission products to the total activity is negligible in the case of ThPu and MOX which is contrary to the UO2 fuel, where the total activity is dominated by the fission products at the very beginning of the storage time. However, due to the high fraction of plutonium in the innovative fuels, the total activity decreases slower than the total activity of the UO2 fuel by a factor of two (MOX) and 2.5 (ThPu). On the other hand, this behavior is typical for conventional mixed oxide fuels. At core level, the uranium-based fuel assemblies are replaced with 11% and 18% of the assemblies heterogeneously loaded with the MOX and the ThPu fuels, respectively. An optimum loading pattern is achieved with a minimum peaking factor for both core models. The assemblies loaded with the innovative fuels influence the residual UO2 fuel assemblies and the operational behavior of the entire core by (amongst others) an extension of the operational cycle of about 22%. This extension is explained as follows: for the utilization of- MOX: an increase of the fission reaction rate of plutonium in the upper part of the active height leading to an increase of the neutron flux and subsequent induced fission reactions- ThPu: an increase of the fissile inventory ratio with ongoing operation due to the production of the fissile uranium-233 from the fertile thorium-232Finally, for both core loadings, equal or even more favorable reactor physical safety parameters are achieved which remain within the licensed safety margins of today’s BWRs.

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