Neutron flux fluctuations and radial reflector modeling in pressurized water reactors

Abstract

Neutron flux stability is essential for the safe and efficient operation of pressurized water reactors. However, measurements at Olkiluoto 3 (OL3) reveal two distinct phenomena needing further exploration: persistent neutron flux fluctuations (NFF) during steady-state operation, and a radial power distribution that is more sharply peaked at the core center than predicted by simulations. This thesis combines core neutronics measurements with statistical modeling and detailed evaluation of nuclear data to investigate the origins and implications of both issues. The time and frequency domain analyzes show that the magnitude of NFF increases steadily over the operating cycle. Spatially, standard deviations (STDs) are largest near the outer radial regions and follow an axial C-shaped profile that peaks at mid-core elevations. Spectral results indicate red noise behaviour proportional to 1/ f^2 at low frequencies and a smooth transition to pink noise proportional to 1/ f at higher frequencies. A seventh-order vector autoregression approach captures the main trends and relationships at low frequencies, but differences at higher frequencies suggest that other nonlinear or structural factors may be involved. To investigate the radial power discrepancy, this work analyzes cross sections of nuclides found in stainless steel, including 52Cr, 53Cr, 54Fe, 56Fe, 57Fe, 55Mn, 58Ni, and 60Ni, using data from the ENDF/B-VII.1, ENDF/B-VIII.1, JEFF-3.3, TENDL-2019, and CASMO5 libraries. Sensitivity studies reveal that scaling selected absorption cross sections in the 820keV − 5MeV range improves agreement between calculation and measurement, highlighting how strongly reflector nuclear data affect the results. The findings confirm that NFF at OL3 are consistent with hypotheses involving cross-flow-induced assembly vibrations and show that refined nuclear data are critical for accurate power predictions.

Neutronivuon vakaus on välttämätöntä painevesireaktorien turvalliselle ja tehokkaalle käytölle. Olkiluoto 3:ssa (OL3) suoritetut mittaukset paljastavat kuitenkin kaksi erillistä ilmiötä: jatkuvat neutronivuon värähtelyt (NFF) sekä radiaalisen tehojakauman, joka on reaktorisydämen keskellä ennustettua korkeampi. Tässä työssä käytetään mittausdataa, tilastollista mallinnusta sekä ydindatakirjastojen analyysiä havaittujen ilmiöiden taustatekijöiden ja vaikutusten selvittämiseksi. Aika- ja taajuusanalyysit osoittavat, että NFF:n voimakkuus kasvaa tasaisesti käyttöjakson edetessä. Neutronivuon keskihajonnat ovat suurimmillaan reaktorisydämen ulommilla radiaalisilla alueilla ja noudattavat aksiaalista C-muotoista profiilia, joka huipentuu sydämen keskikorkeudella. Spektrianalyysi osoittaa, että alhaisilla taajuuksilla esiintyy punaista kohinaa, jonka teho on verrannollinen 1/f^2:een, ja että tämä muuttuu asteittain vaaleanpunaiseksi kohinaksi, jonka teho on verrannollinen 1/f:ään korkeammilla taajuuksilla. Seitsemännen asteen vektoriautoregressiomalli kuvaa hyvin päätrendit ja riippuvuudet matalilla taajuuksilla, mutta erot korkeammilla taajuuksilla viittaavat siihen, että mukana saattaa olla myös epälineaarisia tai rakenteellisia ilmiöitä. Radiaalisen tehojakauman erojen selvittämiseksi työssä analysoidaan ruostumattomassa teräksessä esiintyvien nuklidien, kuten 52Cr, 53Cr, 54Fe, 56Fe, 57Fe, 55Mn, 58Ni ja 60Ni, vaikutusaloja käyttäen ENDF/B-VII.1-, ENDF/B-VIII.1-, JEFF-3.3-, TENDL-2019- ja CASMO5-kirjastoja. Herkkyystarkastelut osoittavat, että valittujen absorptiovaikutusalojen skaalaaminen energia-alueella 820keV−5MeV parantaa laskennan ja mittauksen välistä vastaavuutta. Havainnot tukevat hypoteesia, jonka mukaan OL3:n NFF johtuvat poikkivirtausten aiheuttamista polttoainenippujen värähtelyistä ja korostavat tarkan ydindatan merkitystä tehoennusteissa.