Plutoniumfingerabdrücke und Brennstoffzyklusstudien für thermische Reaktorkonzepte

Volmert, Benjamin; Kugeler, Kurt

doi:HT013981708

Plutoniumfingerabdrücke und Brennstoffzyklusstudien für thermische Reaktorkonzepte

Volmert, Benjamin (Author)

2003 & 2004

Verantwortlichkeitsangabevorgelegt von Benjamin Volmert

ImpressumAachen : Publikationsserver der RWTH Aachen University 2003

UmfangIV, 140 S. : graph. Darst.

Aachen, Techn. Hochsch., Diss., 2003

Prüfungsjahr: 2003. - Publikationsjahr: 2004

Genehmigende Fakultät
Fak04

Hauptberichter/Gutachter
Kugeler, Kurt (Thesis advisor)

Tag der mündlichen Prüfung/Habilitation
2003-03-24

Online
URN: urn:nbn:de:hbz:82-opus-7912
DOI: 10.18154/RWTH-CONV-208162
URL: https://publications.rwth-aachen.de/record/59378/files/59378.pdf

Einrichtungen

Fakultät für Maschinenwesen (400000)

Inhaltliche Beschreibung (Schlagwörter)
Kernreaktor (Genormte SW) ; Abbrand <Kerntechnik> (Genormte SW) ; Prozessimulation (Genormte SW) ; Abgebrannter Kernbrennstoff (Genormte SW) ; Actinoide (Genormte SW) ; Radionuklid (Genormte SW) ; Zusammensetzung (Genormte SW) ; Plutoniumisotop (Genormte SW) ; Isotopenh (Genormte SW) ; Ingenieurwissenschaften (frei) ; Plutoniumisotop (frei) ; Isotopenvektor (frei) ; Brennstoffzyklus (frei) ; Brennelementinventar (frei) ; Reaktorsimulation (frei)

Thematische Einordnung (Klassifikation)
DDC: 620

Kurzfassung
Im Rahmen dieser Arbeit werden die spezifischen Bildungsgesetze langlebiger Aktiniden für thermische Reaktorkonzepte und verschiedene Brennstoffzyklen mit Hilfe des Reaktorsimulationsprogrammes VSOP untersucht. Hierbei werden die Brennstoffarten LEU (Low Enriched Uranium), MOX (Mixed Oxide Fuel), ThHEU (Thorium High Enriched Uranium) und ThPu (Thorium-Plutonium) sowie die Reaktorsysteme LWR, MAGNOX, CANDU, RBMK und HTR berücksichtigt. Für jede dieser Kombinationen aus Brennstoff- und Reaktortyp wird ein individuelles VSOP-Kern-Abbrandmodell erstellt, mit dessen Hilfe das über den Reaktorkern gemittelte Schwermetall-Aufbauverhalten nachgebildet werden kann. Bei der Analyse der Nuklid-Zusammensetzung der Brennelemente wird insbesondere die Frage untersucht, ob der Plutonium(Pu)-Isotopenvektor einen eindeutigen "Fingerabdruck" der Ausgangskombination von Brennstoff- und Reaktortyp darstellt. Die Untersuchungen führen zu dem Ergebnis, daß nicht nur zum Entladezeitpunkt, sondern zu fast allen Zwischenzeitpunkten während der Brennelement-Einsatzzeit im Reaktorkern ein für den jeweiligen Reaktortyp charakteristischer Pu-Vektor vorliegt. Auf der Grundlage dieser Erkenntnis wird eine Methodik entwickelt, die einen Pu-Vektor unbekannter Herkunft auf den fraglichen Ursprung in einem der fünf Reaktorkonzepte überprüft. Die Methodik wird sowohl mit den berechneten Entladevektoren der Kern-Abbrandmodelle als auch mit zwei Pu-Vektoren aus der Literatur erfolgreich verifiziert. Sie erlaubt, für einen unbekannten Pu-Vektor eine Vielzahl von möglichen Herkunftsreaktortypen nach dem Ausschlußprinzip zu verwerfen und den nuklearen Ursprungsort (d. h. das Reaktorkonzept) mit gewisser Sicherheit festzustellen.

The nuclide build-up mechanism of long-lived actinides for thermal reactor concepts and different fuel cycles are investigated by using the reactor simulation code VSOP. The fuel cycles of LEU (Low-Enriched Uranium), MOX (Mixed Oxide Fuel), ThHEU (Thorium High-Enriched Uranium) and ThPu (Thorium-Plutonium) as well as the reactor concepts of LWR, MAGNOX, CANDU, RBMK and HTR are considered within this thesis. For each combination of fuel and reactor type an individual VSOP reactor core burn-up model is developed. By these burn-up models it is possible to simulate the heavy metal build-up history - averaged over the core - of each reactor concept. The nuclide inventory analysis of the different fuel assemblies after discharge is performed with regard to the question whether the Plutonium(Pu)-vector of the burned fuel would prove to be a characteristic "fingerprint" of both the originating fuel cycle and the underlying reactor concept. The results of the investigation lead to the fact that the Pu-vector is indeed reactor specific not only at the end of the normal burn-up but even during the whole burn-up process inside the reactor core. Finally, a methodology to investigate a Pu-vector of unknown origin and to prove a potential relation to a certain reactor concept is developed. The methodology is successfully verified by the calculated discharged nuclide vectors of the simulated concepts as well as by nuclide vectors found in the literature. Thus, it is possible to exclude a questionable relation of a given Pu-vector to the majority of existing reactor concepts or even - at best - to determine with a certain probability its specific origin (i. e. the parent reactor concept).

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