MOUSSAKA - Moderne Unsicherheits- und Sensitivitätsanalysen sowie Kernreaktoranalysen

Abstract

Im BMUKN-Forschungsvorhaben RS1601 „MOUSSAKA – Moderne Unsicherheits- und Sensitivitätsanalysen sowie Kernreaktoranalysen“ wurden Neu- und Weiterentwicklungen, Validierungen und Anwendungen von reaktorphysikalischen Berechnungsverfahren sowie von Methoden zu Unsicherheits- und Sensitivitätsanalysen bezüglich nuklearer Wirkungsquerschnittsdaten durchgeführt. Das Vorhaben war thematisch dreigeteilt. Im ersten Teil wurden zur Verbesserung der Kernsimulator-Rechnungen von Druckwasserreaktoren westlicher und russischer Bauart sowie von Leichtwasser-moderierten kleinen modularen Reaktoren Arbeiten an den Modulen zur Vorausrechnung von Weniggruppen-Wirkungsquerschnitten, zur Durchführung der gekoppelten Ganzkernrechnungen sowie zur Ergebnisspeicherung und -visualisierung des Kernsimulators KMACS der GRS durchgeführt. Diese Arbeiten wurden mittels Nachrechnungen von Nulllast-Heiß Zuständen, Betriebszyklen und verschiedenen Anfahrtests verifiziert. Zudem wurde die Ankopplung und Anwendung des GRS-eigenen Neutronenkinetikcodes FENNECS zur Durchführung der Ganzkernrechnungen in KMACS erprobt. Im zweiten Teil wurden nukleare Daten sowie entsprechende Methoden zu Unsicherheits- und Sensitivitätsanalysen behandelt. Zunächst wurden die nuklearen Datenbibliotheken ENDF/B-VII.1, ENDF/B-VIII.0, JEFF-3.1.2, JEFF-3.2 und JEFF-3.3 für Neutronentransportrechnungen von Reaktorsystemen mit einem thermischen Neutronenspektrum, z. B. Leichtwasserreaktoren, sowie von Reaktorsystemen mit einem schnellen Neutronenspektrum, z. B. Flüssigmetall-gekühlte Reaktoren, erprobt. Das GRS-eigene Programm XSUSA für stichprobenbasierte Unsicherheits- und Sensitivitätsanalysen wurde um die Variation von kontinuierlichen Wirkungsquerschnittsdaten erweitert, um für Ergebnisse von Monte-Carlo-Neutronentransportrechnungen Unsicherheiten aufgrund der Unsicherheiten in den nuklearen Daten zu ermitteln. Für kritische Experimente wurden mittels direkter Variation Sensitivitätsprofile sowie mittels stichprobenbasierter Variation Unsicherheiten ermittelt und anhand der Ergebnisse von TSUNAMI (SCALE 6.2) und der Serpent-eigenen Methode zur Sensitivitätsanalyse verifiziert. XSUSA wurde um das Verfahren der linearen Regressionsanalyse erweitert. Die Anwendung wurde an generischen Druckwasserreaktormodellen der Generation-III erprobt. Resultierende Unsicherheiten und Sensitivitäten aufgrund der Unsicherheiten in den nuklearen Daten stimmten mit den Ergebnissen von TSUNAMI, das auf deterministischer linearer Störungstheorie beruht, überein. Für das prompt überkritische Reaktivitätsexperiment Test 43 des Forschungsreaktors SPERT III sowie für eine Steuerstabverfahrtransiente in einem natriumgekühlten, mit metallischem Brennstoff beladenen Benchmark-Kern wurde der Einfluss der Unsicherheiten in den nuklearen Daten mittels der stichprobenbasierten Variation nuklearer Daten durch XSUSA auf die jeweiligen Verläufe der Reaktivitätstransienten ermittelt. Die statistische Analyse der zeitabhängigen Ergebnisgrößen erfolgte mit dem Programm SUSA der GRS. Da für Reaktorsysteme mit Brennstoff in doppelt heterogener Anordnung, wie gasgekühlte Hochtemperaturreaktoren, die Anwendung von TSUNAMI zur Unsicherheits- und Sensitivitätsanalyse nicht möglich ist, SCALE 6.2 jedoch alle notwendigen Module zur Resonanzbehandlung solcher Brennstoffanordnungen enthält, wurde eine Sequenz bestehend aus Einzelaufrufen der notwendigen Module aufgesetzt. Mit dieser wurden Unsicherheits- und Sensitivitätsanalysen für kritische Benchmark-Anordnungen durchgeführt und mit Ergebnissen von MCNP 6 verifiziert. Im dritten Teil wurde die Eignung von Weniggruppen-Wirkungsquerschnitten, die jeweils für Teilregionen eines Serpent-Ganzkernmodells ermittelt wurden, für den Einsatz in stationären und transienten Ganzkern-Diffusionsrechnungen mit DYN3D untersucht. Geeignete Diskontinuitätsfaktoren wurden auf Basis einer vereinfachten Implementierung der Methode zur Lösung der Diffusionsgleichung in DYN3D ermittelt, um gute Ergebnisse für den Neutronenmultiplikationsfaktor und für die Leistungsverteilung zu erhalten. Für einen Vergleich wurden Rechnungen mit Weniggruppen-Wirkungsquerschnitten aus üblichen unendlichen Gittermodellen durchgeführt. In stationären Diffusionsrechnungen des C5G7-TD-Benchmarks und des TMI-1 Minikern-Benchmarks wurden gute Ergebnisse erzielt. In transienten Rechnungen von TMI-1 zeigten sich deutliche Unterschiede zwischen der Verwendung von Weniggruppen-Wirkungsquerschnitten für Teilregionen eines Ganzkernmodells und der Verwendung von Weniggruppen-Wirkungsquerschnitten aus unendlichen Gittermodellen. Die in diesem Forschungsvorhaben durchgeführten Arbeiten und erzielten Ergebnisse zum Kernsimulator KMACS, den Methoden zu Unsicherheits- und Sensitivitätsanalysen sowie zur Verwendung von Full-Scale-Wirkungsquerschnitten in stationären und transienten Ganzkern-Diffusionsrechnungen führen zu einer Erhöhung der Aussagefähigkeit bei nuklearen Sicherheitsanalysen von Druckwasserreaktoren westlicher und russischer Bauart sowie von Leichtwasser-moderierten kleinen modularen Reaktoren gemäß dem aktuellen Stand von Wissenschaft und Technik.