Nipputaipuman vaikutus tehojakaumaan VVER-440-reaktorissa

Abstract

Tässä kandidaatintyössä käsitellään ydinpolttoaineen nipputaipumaa, mitä sillä tarkoitetaan, mistä se johtuu ja mitä mahdollisia seuraamuksia sillä voi olla kevytvesireaktorin turvalliselle käytölle. Työssä keskitytään nipputaipuman aiheuttamiin muutoksiin ydinreaktorin tehojakaumassa, mistä voi olla kielteisiä seuraamuksia ydinpolttoainekierron hallintaan ja reaktorin lämmönsiirron turvallisuusmarginaaleihin.

Nipputaipuman aiheuttamia muutoksia tehojakaumaan tarkastellaan laskennallisesti VVER-440-reaktorin tapauksessa käyttäen Serpent 2 -reaktorifysiikkakoodia. Työssä osoitetaan, että laskennassa sovelletut oletukset pätevät hyvin sekä C-muotoiselle nipputaipumalle että tarkasteltaessa maksimilineaaritehoa, joka on keskeinen suure reaktorin käyttöturvallisuuden näkökulmasta.

Polttoainenipun uloimmille ja säännöllisen hilan polttoainesauvoille on määritetty suurimmat sallitut epävarmuudet nipputaipuman aiheuttamalle suhteellisen lineaaritehon muutokselle. Epävarmuudet on määritelty polttoainenipun sisäiselle normalisoidulle tehojakaumalle. Tämän kandidaatintyön laskentamallien perusteella havaitaan, että polttoainenipun uloimpien polttoainesauvojen 7,0 %:n epävarmuus ylittyy, kun vesirako kasvaa nipputaipuman seurauksena 8,2 mm nimellistä suuremmaksi. Polttoainenipun säännöllisen hilan polttoainesauvojen 4,0 %:n epävarmuus ylittyy puolestaan, kun vesirako kasvaa 9,2 mm nimellistä suuremmaksi. Suhteellisen lineaaritehon muutoksen ei havaita riippuvan reaktorin jäähdytteeseen liuotetun boorin pitoisuudesta tai polttoaineen väkevöintiasteesta, jos polttoainenipun sisäinen tehojakauma normalisoidaan.

This Bachelor's thesis examines what nuclear fuel assembly bowing is, what causes it and what possible consequences it can oppose for the safe operation of a light water reactor. The thesis focuses on how fuel assembly bowing causes changes in the power distribution of a nuclear reactor, which in turn can negatively affect the nuclear fuel cycle and the safety margins for heat transfer of the reactor.

The changes in the power distribution caused by bowing fuel assemblies are studied computationally for the VVER-440 reactor using Serpent 2 reactor physics code. The assumptions applied in the calculations are shown to be valid for a C-shaped fuel assembly bow and for examining the maximum linear power, which is a key parameter for the operational safety of a nuclear reactor.

The fuel rods in a fuel assembly have different predefined uncertainties for the maximum allowable change in relative linear power. The uncertainties are defined for the normalized assembly power distribution. In the case of the simulation models used in this thesis, it is found that the 7,0 % uncertainty for the outermost fuel rods in the assembly is exceeded when the water gap increases 8,2 mm or more from the nominal size. Similarly, the 4,0 % uncertainty for the fuel rods in the regular lattice of the assembly is exceeded when the water gap increases 9,2 mm or more from the nominal size. The change of relative linear power is not found to be dependent on the concentration of soluble boron in the reactor coolant nor the degree of fuel enrichment if the assembly power distribution is normalized.