Surian Pinem;Wahid Luthfi;Peng Hong Liem;Donny Hartanto
Nuclear Engineering and Technology
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v.55
no.5
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pp.1775-1782
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2023
Several reactor physics commissioning experiments were conducted to obtain the neutronic parameters at the beginning of the G.A. Siwabessy Multi-purpose Reactor (RSG-GAS) operation. These parameters are essential for the reactor to safety operate. Leveraging the experimental data, this study evaluated the calculated core reactivity, control rod reactivity worth, integral control rod reactivity curve, and fuel reactivity. Calculations were carried out with Serpent 2 code using the latest neutron cross-section data ENDF/B-VIII.0. The criticality calculations were carried out for the RSG-GAS first core up to the third core configuration, which has been done experimentally during these commissioning periods. The excess reactivity for the second and third cores showed a difference of 510.97 pcm and 253.23 pcm to the experiment data. The calculated integral reactivity of the control rod has an error of less than 1.0% compared to the experimental data. The calculated fuel reactivity value is consistent with the measured data, with a maximum error of 2.12%. Therefore, it can be concluded that the RSG-GAS reactor core model is in good agreement to reproduce excess reactivity, control rod worth, and fuel element reactivity.
The small modular sodium-cooled fast reactor (SMSFR) is an important component of Generation-IV reactors. The objective of this work is to improve the reactivity control in SMSFR by using innovative systems, including burnable poisons and optimized control rods. SMSFR with MOX fuel usually exhibits high burnup reactivity loss that leads to high excess reactivity and potential fuel melting in control rod withdrawal (CRW) accidents, which becomes an important constraint on the safety and economic efficiency of SMSFR. This work applies two types of burnable poisons in a SMSFR to reduce the excess reactivity. The first one homogenously loads minor actinides in the fuel. The second one combines absorber and moderators in specific assemblies. The influence of burnable poisons on the core characteristics is discussed and integrated into the analysis of CRW accidents. The results show that burnable poisons improve the safety performance of the core in a significant way. Burnable poisons also lessen the demand for the number, absorption ability, and insertion depth of control rods. Two optimized control rod designs with rare earth oxides (Eu2O3 and Gd2O3) and moderators are compared to the conventional design with natural boron carbide (B4C). The optimized designs show improved neutronic and safety performance.
The Burnable Poison (BP) is very important for all Light Water Reactors in order to hold-down the initial excess reactivity and to control power peaking. The use of BP is even more essential as the excess reactivity increases significantly with a longer operation cycle. In this paper a feasibility study was conducted in order to investigate the benefits of a new combinational BP concept designed for 24-month cycle PWR core. The reference designs in this study are based on the two Korean fuel assemblies; 17 × 17 Westinghouse (WH) design and 16 × 16 Combustion Engineering (CE) design. A modification was done on these two designs to extend their cycle length from 18 months into 24 months. DeCART2D-MASTER code system was used to perform assembly and core calculations for both designs. A preliminary test was conducted in order to choose the best BP suitable for 24-month as a representative for single BP concept. The comparison between the results of two concepts (combinational BP concept and single BP concept) showed that the combinational BP concept can replace the single BP concept with better performance on holding down the initial excess reactivity without violating the design limitations.
Muth, Boravy;Alrawash, Saed;Park, Chang Je;Kim, Jong Sung
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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v.18
no.4
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pp.481-496
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2020
After nuclear power plants are permanently shut down and decommissioned, the remaining irradiated metal components such as stainless steel, carbon steel, and Inconel can be used as neutron absorber. This study investigates the possibility of reusing these metal components as neutron absorber materials, that is burnable poison. The absorption cross section of the irradiated metals did not lose their chemical properties and performance even if they were irradiated over 40-50 years in the NPPs. To examine the absorption capability of the waste metals, the lattice calculations of WH 17×17 fuel assembly were analyzed. From the results, Inconel-718 significantly hold-down fuel assembly excess reactivity compared to stainless steel 304 and carbon steel because Inconel-718 contains a small amount of boron nuclide. From the results, a 20wt% impurity of boron in irradiated Inconel-718 enhances the excess reactivity suppression. The application of irradiated Inconel-718 as a burnable absorber for SMR core was investigated. The irradiated Inconel-718 impurity with 20wt% of boron content can maintain and suppress the whole core reactivity. We emphasize that the irradiated metal components can be used as burnable absorber materials to control the reactivity of commercial reactor power and small modular reactors.
Nariratri Nur Aufanni;Eunhyug Lee;Taesuk Oh;Yonghee Kim
Nuclear Engineering and Technology
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v.56
no.3
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pp.900-906
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2024
The Passively-Cooled Molten Salt Fast Reactor (PMFR) is one of the advanced design concepts of the Molten Salt Fast Reactor (MSFR) which utilizes a natural circulation for the primary loop and aims to attain a long-life operation without any means of fuel reprocessing. For an extended operation period, it is necessary to have enough fissile material, i.e., high excess reactivity, at the onset of operation. Since the PMFR is based on a fast neutron spectrum, direct implementation of a burnable absorber concept for the control of excess reactivity would be ineffective. Therefore, a localized moderator concept that encircles the active core has been envisioned for the PMFR which enables the effective utilization of a burnable absorber to achieve low reactivity swing and long-life operation. The modified PMFR design that incorporates a moderator and burnable absorber is presented, where depletion calculation is performed to estimate the reactor lifetime and reactivity swing to assess the feasibility of the proposed design. All the presented neutronic analysis has been conducted based on the Monte Carlo Serpent2 code with ENDF/B-VII.1 library.
The objective of this research is to the use of americium (AmO2) as a burnable absorber effectively instead of conventional gadolinium (Gd2O3) for VVER-1200 reactor by analyzing its impacts on reactivity, power peaking factor (PPF), safety factor, and quality of the spent fuel. The assembly is burned to 60 GWd/t by using SRAC-2006 code and JENDL-4.0 data library for finding the optimum amount and effective way of using AmO2 as a burnable absorber. From these studies, it is found that AmO2 can decrease the excess reactivity like Gd2O3 without changing the criticality life span and enrichment of 235U. A homogeneous mixture of the 0.20% AmO2+ 4.95% enriched UO2 fuel rod (model MF-4) decreases the PPF than the reference assembly. The use of AmO2+UO2 in the integral burnable absorber (IBA) rod or the outer layer could also decrease the PPF up to 10 GWd/t but increases rapidly after 30 GWd/t, which could be a safety threat. The fuel temperature coefficient and void coefficient of the model MF-4 are the same as the reference assembly. In addition, 22% of initially loaded Am are burning effectively and contributing to the power production.
In our previous works, two different spherical burnable poison particles (BPPs) as B4C and Gd2O3 in pin-in block type HTGR core had utilized to suppress the excess reactivity and to control long-term reactivity during the burnup period. In the present work, we performed the neutronic analysis of a prismatic HTGR operating at 850 ℃ with thermal power of 100 MW containing spherical and cylindrical BPPs and then studied the self-shielding effect of BPPs and shape effect. The calculations were performed when the surface area (1) or volume (2) of cylindrical BPPs equals to that of the spherical BPPs. The calculations showed that the neutronic parameters were slightly better for the second case than the first one, such as the excess reactivity of the reactor core at the beginning of the cycle were more suppressed, the core lifetime were more extended, and the fuel-burning were more efficiently. The neutron spectrum in each region of the cylindrical BBPs slightly differs than that of the spherical BPPs. Therefore, the self-shielding effect of BPPs on reactor core performance depends on the particle's geometrical shape.
Uguru, Edwin Humphrey;Sani, S.F.Abdul;Khandaker, Mayeen Uddin;Rabir, Mohamad Hairie;Karim, Julia Abdul
Nuclear Engineering and Technology
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v.52
no.6
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pp.1099-1109
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2020
The performance of gadolinium burnable absorber (GdBA) for reactivity control in UO2 and (U, Th)O2 fuels and its impact on spent fuel characteristics was performed. Five fuel assemblies: one without GdBA fuel rod and four each containing 16, 24, 34 and 44 GdBA fuel rods in both fuels were investigated. Reactivity swing in all the FAs with GdBA rods in UO2 fuel was higher than their counterparts with similar GdBA fuel rods in (U, Th)O2 fuel. The excess reactivity in all FAs with (U, Th)O2 fuel was higher than UO2 fuel. At the end of single discharge burn-up (~ 49.64 GWd/tHM), the excess reactivity of (U, Th) O2 fuel remained positive (16,000 pcm) while UO2 fuel shows a negative value (-6,000 pcm), which suggest a longer discharge burn-up in (U, Th)O2 fuel. The concentration of plutonium isotopes and minor actinides were significantly higher in UO2 fuel than in (U, Th)O2 fuel except for 236Np. However, the concentration of non-actinides (gadolinium and iodine isotopes) except for 135Xe were respectively smaller in (U, Th)O2 fuel than in UO2 fuel but may be two times higher in (U, Th)O2 fuel due to its potential longer discharge burn-up.
The present work presents analysis results of the core design optimizations for an annular, prismatic High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) with passive decay-heat removal features. Its thermal power is 100 MWt and the operating temperature is 850 ℃ (1123 K). The neutronic calculations are done for the core with heterogeneous distribution of fuel and burnable poison particles (BPPs) to flatten the reactivity swing and power peaking factor (PPF) during the reactor operation as well as for control rod (CR) insertion into the core to restrain a small excess reactivity less than 1$. The next step of the study is done for evaluation of core reactivity coefficient of temperature.
The present study aims to assess the excess induced reactivity in a Miniature Neutron Source Reactor (MNSR) for a Beyond Design Basis Accident (BDBA) scenario. The BDBA scenario as defined in the Safety Analysis Report (SAR) of the reactor involves sticking of the control rod and filling of the inner and outer irradiation sites with water. At the end of the MNSR core life, 10.95 cm of Beryllium is added to the top of the core as a reflector which affects some neutronic parameters such as effective delayed neutrons fraction (${\beta}_{eff}$), the reactivity worth of inner and outer irradiation sites that are filled with water and the reactivity worth of the control rod. Given those influences and changes, new neutronic calculations are required to be able to demonstrate the reactor safety. Therefore, a validated MCNPX model is used to calculate all neutronic parameters at the end of the reactor core life. The calculations show that the induced reactivity in the BDBA scenario increases at the end of core life to $7.90{\pm}0.01mk$ which is significantly higher than the induced reactivity of 6.80 mk given in the SAR of MNSR for the same scenario but at the beginning of the core's life. Also this value is 3.90 mk higher than the maximum allowable operational limit (i.e. 4.00 mk).
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[게시일 2004년 10월 1일]
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