Diseño del Núcleo de un Reactor Rápido de Cría/Quemado con el Código Determinístico KANEXT

Transcripción

1 Diseño del Núcleo de un Reactor Rápido de Cría/Quemado con el Código Determinístico KANEXT Roberto Carlos López Solís y Juan Luis Francois Lacouture Universidad Nacional Autónoma de México, Facultad de Ingeniería Departamento de Sistemas Energéticos Paseo Cuauhnáhuac 8532, Jiutepec, Morelos, México rcarlos.lope@gmail.com; juan.louis.francois@gmail.com Resumen Los reactores rápidos de cría son un tipo interesante de reactor ya que generan más plutonio del que consumen, sin embargo, el combustible se tiene que reprocesar para que el plutonio generado sea usado por otro reactor. En un reactor de cría/quemado (breed/burn reactor: BBR) el plutonio es generado y usado in situ dentro del mismo reactor, reduciendo así costos y la posibilidad de proliferación. En este trabajo, se diseñó el núcleo de un BBR enfriado por sodio que consta de 210 ensambles activos y 7 espacios para barras de control cada ensamble consta de 169 pines. El diseño difiere de otros BBR en que incluye una cobija en el centro del reactor. Lo anterior fue con el fin de aprovechar el hecho de que por geometría la población de neutrones rápidos y epitérmicos será alta en esa zona, debido a las fisiones en las zonas físiles adyacentes. Se obtienen resultados favorables aunque no definitivos con el esquema de intercambio de combustible usado. Futuros esfuerzos deben hacerse para homogeneizar la generación de potencia dentro del reactor y reemplazar los ensambles ya agotados de forma más eficiente. 1. INTRODUCCIÓN Durante los últimos 50 años la principal razón para el reprocesado de combustible nuclear ha sido el recuperar uranio y plutonio no quemado de los elementos combustibles usados en un reactor nuclear, teniendo una ganancia de entre 25% y 30% más energía extraída [1]. En la última década se ha incrementado el interés por recuperar los actínidos de larga vida para usarlos en reactores rápidos para convertirlos en productos de fisión de vida más corta. Esta política es motivada por dos razones: reducir los niveles de radiactividad de los desechos nucleares y en segundo lugar reducir la posibilidad de proliferación del plutonio. En el caso de los reactores rápidos, se hace un uso más provechoso del uranio. La cobija de estos reactores está constituida de uranio en proporciones naturales o incluso empobrecido (sobrantes de las plantas de enriquecimiento) y es ahí donde mediante el bombardeo de neutrones, producidos por las fisiones en la zona activa del reactor, el U-238 es transmutado a Pu- 239, tal como se muestra en (1). Cuando un reactor rápido está diseñado para producir más plutonio del que consume se les conoce como reactor de cría (breeding reactor). 1/9 Memorias Boca del Río 2014 en CDROM

2 Lopez Solis et al, Diseño del Núcleo de un Reactor Rápido de Cría/Quemado con el Código Determinístico KANEXT U + n 92 U 93 Np + β 94 Pu + β (1) 238 Los reactores rápidos de cría son un tipo interesante de reactor ya que generan más plutonio del que consumen, sin embargo el combustible se tiene que reprocesar para que el plutonio generado sea usado por otro reactor. En un reactor de cría/quemado (breed/burn reactor: BBR) el plutonio es generado y usado in situ dentro del mismo reactor, reduciendo así costos y la posibilidad de proliferación. Un reactor que genere su propio combustible no es un concepto nuevo, fue inicialmente propuesto por Saveli Feinberg [2] en 1958 y posteriormente por Michael Driscoll [3] en 1979 y Lev Feoktistov [4] en 1988, ESTARÍA BUENO MENCIONAR EL DE GREENSPAN por mencionar algunos. El estudio presentado toma como base el concepto de onda estacionaria pensado para la operación de un reactor de onda viajera (Traveling Wave Reactor) propuesto por la compañía TerraPower para su versión de reactor [5]. 2. DESCRIPCIÓN DEL TRABAJO En la presente sección se describirán brevemente el código usado así como el modelo del núcleo del reactor simulado y los parámetros usados Descripción del modelo Se diseñó el núcleo de un reactor rápido enfriado por sodio que consta de 210 ensambles activos y 7 espacios para barras de control (ver Figura 1), en este caso se colocaron en lugar de barras de control dummies de acero, cuya geometría es idéntica a la de los ensambles activos pero con pellets de acero en lugar de combustible. Figura 1. Modelo de núcleo de 210 ensambles activos 2/9 Memorias Boca del Río 2014 en CDROM

3 Cada ensamble consta de 169 pines (como puede verse en la Figura 2) y sus características geométricas se encuentran en la Tabla I. La altura activa del núcleo es de 100 cm y en la parte superior e inferior tiene 100 cm de reflector axial con exactamente las mismas características geométricas que la parte axial pero con pellets de acero HT9, igual a los dummies usados en los espacios reservados para las barras de control. Figura 2. Corte transversal del ensamble combustible Tabla I. Características geométricas del ensamble combustible mm mm Ancho de canal R(pin) 5.58 Ancho de pared 5.0 R(pellet) 4.49 Gap 0.18 Pitch (pines) 12.5 Encamisado 0.89 Los ensambles dentro del reactor están separados en 4 zonas de alto enriquecimiento (pero menor a 20%at en U-235) y 2 zonas cobija con uranio empobrecido al 0.35%. Los enriquecimientos de cada zona están descritos en la Tabla II. Después de la cobija más exterior hay dos anillos de reflector radial consistentes en bloques hexagonales de acero (no mostrado en la Figura 1). Tabla II. Enriquecimientos de las zonas físiles y fértiles Zona Color %at U-235 Cobija 1 Azul 0.35 Zona Activa 1 Amarillo 13.0 Zona Activa 2 Naranja 11.0 Zona Activa 3 Rojo 12.0 Zona Activa 4 Café 16.0 Cobija 2 Verde

4 Lopez Solis et al, Diseño del Núcleo de un Reactor Rápido de Cría/Quemado con el Código Determinístico KANEXT El diseño difiere de otros BBR en que incluye una cobija en el centro del reactor. Lo anterior fue con el fin de aprovechar el hecho de que por geometría la población de neutrones rápidos y epitérmicos será alta en esa zona, debido a las fisiones en las zonas físiles adyacentes; y que en el espectro rápido y epitérmico se encuentran las resonancias de Σ a del U-238 y además los neutrones producidos por neutrón absorbido, η=νσ f /Σ a del U-235 tiene valores altos en ese espectro. La estrategia a seguir es alcanzar una vida de reactor de al menos 40 años, mediante el uso de un esquema de administración de combustible basado en el intercambio de posiciones de ensambles. El objetivo es criar suficiente Pu-239 en los ensambles fértiles para que en pasos posteriores puedan tomar posiciones ocupadas por ensambles físiles una vez agotados Descripción del código Para estas simulaciones se usó KANEXT (KArlsruhe Neutronic EXtendable Tool). Éste es un código computacional desarrollado para la simulación de reactores nucleares mediante métodos determinísticos, y es el resultado de un largo desarrollo en el Centro de investigaciones de Karlsruhe (FZK por sus siglas en alemán Forschungszentrum Karlsruhe) ahora Karlsruher Institut für Technologie (KIT). La validación del código [6] ha sido realizada con datos de la planta nuclear de Obrigheim (en Alemania), con datos de experimentos llevados a cabo en las instalaciones del proyecto PROTEUS, en el Paul Scherer Institut (Suiza), con datos de benchmarks de la IAEA y OECD; así como por comparación código a código con MCNP y ERANOS en varios proyectos europeos. Además de trabajar principalmente con reactores rápidos enfriados por sodio, plomo y plomobismuto, también ha sido aplicado a reactores de agua ligera (LWR) y en menor medida con reactores enfriados con gas. El código es una herramienta modular lo que permite al usuario la aplicación de varios programas (módulos) en un orden para llevar a cabo una tarea. El flujo de información entre los módulos está administrado por una serie de rutinas que constituyen el kernel. Hay una gran cantidad de módulos disponibles para construir archivos de entrada para los códigos acoplados en KANEXT, tales como DIF3D/VARIANT, DANTSYS, CITATION y KORIGEN. Es importante aclarar que por cuestiones de derechos de autor la versión de exportación, a la que tuvimos acceso, sólo está acoplada con los códigos VARIANTK, DANTSYS y CITATION. Además de los módulos existentes, KANEXT permite al usuario la creación de módulos nuevos para tareas específicas. Las bibliotecas maestras de secciones eficaces microscópicas son procesadas con las versiones más recientes del código NJOY. Existen diversas herramientas para preparar conjuntos de datos de secciones eficaces para diferentes aplicaciones. Las librerías JEFF 3.{1.1,1.2} y ENDF/B VII.{0,1} están disponibles como bibliotecas maestras de 350 grupos. 4/9 Memorias Boca del Río 2014 en CDROM

5 Está diseñado para arquitecturas de 32 y 64 bits (haciendo totalmente uso de las capacidades de la memoria de 64 bits), y está escrito principalmente en Fortran, exceptuando algunas rutinas en C para el kernel, y ha sido probado con compiladores libres como gcc y gfortran Implementación del modelo en el código KANEXT resuelve la ecuación de transporte o difusión por zonas donde todo el material contenido se homogeneiza en una sola mezcla, esto es, cada ensamble se trata como una mezcla homogénea de los materiales que lo constituyen a diferencia de los métodos Monte Carlo que si considera heterogeneidades. Es importante aclarar que el que cada ensamble sea representado por una sola mezcla fue elección nuestra, ya que en pruebas anteriores concluimos que se tiene suficientemente buena precisión con este método, sin embargo cada ensamble se puede dividir axialmente en un número de mezclas diferentes a desear por el usuario. Se simuló el reactor a 900 MWt con pasos de quemado de 365 días. Los intercambios de ensambles se hacen en ciclos de 4 años, a excepción del primero que es de 6 años. Se resolvió la ecuación de transporte y no de difusión y se utilizó la biblioteca de secciones eficaces JEFF 3.1. El esquema de intercambio es muy sencillo. La Figura 3 muestra 1/6 del reactor y cómo se van moviendo los ensambles después de un intercambio. Los ensambles físiles (colores amarillo, naranja, rojo y café) se mantienen fijos durante toda la vida del reactor y son los ensambles fértiles los que se mueven. El ensamble en la última posición se mueve hacia el centro, desplazando al resto una posición; el último ensamble de la cobija interior pasa a la primera posición de la cobija exterior que a su vez mueve el resto de los ensambles una posición. Figura 3. Esquema de intercambio de ensambles usado 3. RESULTADOS En la Figura 4 se muestra una gráfica del factor de multiplicación de neutrones K-eff vs. Tiempo. Como se puede observar, el reactor se mantuvo supercrítico durante alrededor de 38 años, bastante cerca de nuestro objetivo que es 40 años. EXPLICAR QUE CADA VEZ QUE HAY UN 5

6 Lopez Solis et al, Diseño del Núcleo de un Reactor Rápido de Cría/Quemado con el Código Determinístico KANEXT INTERCAMBIO DE ENSAMBLES LA Keff DISMINUYE, A DIFERENCIA DE OTRAS ESTRATEGIAS, COMO LA DE GREENSPAN, EN QUE Keff AUMENTA. Se hizo una prueba sin intercambios (reshuffle) de ensambles para ver la ganancia en tiempo y se observa que gracias a los intercambios de combustible el reactor gana aproximadamente 10 años más de vida, ver Figura 5. Figura 4. Evolución de K-eff en el tiempo, para el caso simulado Figura 5. Comparación entre el ciclo con y sin intercambio de ensambles 6/9 Memorias Boca del Río 2014 en CDROM

7 A pesar de tener resultados exitosos en K-eff, en las etapas finales de la vida del reactor la potencia se genera prácticamente en el centro de éste, teniendo importantes gradientes de flujo neutrónico y potencia que queremos evitar; en la Figura 6 se observa como al inicio del ciclo se tiene una distribución de potencia más homogénea y al final se tienen saltos de MW/m en los 4 anillos más internos y en el resto valores mucho menores. Esto se debe, sin duda, a que el material originalmente físil ya está agotado para el final del ciclo. Como se mencionó anteriormente, el material fisil se mantuvo fijo durante toda la operación del reactor, el siguiente paso fue irlo reemplazando conforme los ensambles fértiles van criando plutonio; el efecto se ve en la Figura 7 (RESHUFF2). Figura 6. Distribución de potencia al inicio del ciclo (izquierda) y 42 años después (derecha) Figura 7. Evolución de K-eff en el caso con ensambles físiles fijos (RESHUFF 1) y reemplazándolos con combustible criado (RESHUFF 2) 7

8 Lopez Solis et al, Diseño del Núcleo de un Reactor Rápido de Cría/Quemado con el Código Determinístico KANEXT Lo siguiente fue garantizar que el reactor es controlable. Para ello, durante el pico de criticidad se simuló un SCRAM reemplazando los 7 dummies de acero por barras de control de carburo de boro enriquecido al 90% en B-10, y se logró ampliamente la subcriticidad, como se observa en la Figura 8, en donde se presenta una gráfica de K-eff antes y después de la inserción de todas las barras de control, así como la tendencia que seguiría si no se hubieran insertado. Figura 8. Efecto de inserción de barras de control 4. CONCLUSIONES La implementación de códigos determinísticos es una opción atractiva para el estudio de reactores donde un gran número de simulaciones es requerido, debido a su poco costo en tiempo de cómputo y sus resultados comparables, comparado con métodos como el de Monte Carlo. Para hacer alusión a esto, el grupo trabajó en un Benchmark entre el código determinista KANEXT y el basado en Monte Carlo SERPENT [7], corriendo el mismo reactor bajo las mismas condiciones. En la misma computadora, KANEXT tardó 55 min 39 seg y SERPENT 2 días 13 hr 56 min 20 seg, teniendo resultados comparables entre ambos códigos. Los resultados de esta comparación fueron presentados y publicados en el congreso: 19th Pacific Basin Nuclear Conference. Respecto al reactor de cría/quemado, se puede ver que el poner una cobija en el centro del núcleo facilita la cría de combustible al grado que la curva de K-eff va en ascenso en los primeros ciclos, hasta que el material originalmente físil empieza a agotarse. Un esquema de reacomodo sencillo donde los ensambles más agotados son reemplazados por otros originalmente fértiles pero que después de varios sub-ciclos ya han criado plutonio tiene un efecto en la reactividad (ver Figura 7) pero no en la vida total del reactor. Una mejor estrategia intercambio debe buscarse para que la distribución de potencia sea más homogénea en los ciclos de mitad de la vida del reactor en adelante y para que los ensambles más agotados sean reemplazados de una manera más efectiva. 8/9 Memorias Boca del Río 2014 en CDROM

9 La prueba de inserción de barras de control garantiza la subcriticidad del sistema en caso de SCRAM, dándonos la confianza de seguir trabajando con este modelo AGRADECIMIENTOS Gracias especiales al Consejo Nacional de Ciencia y Tecnología (CONACYT) y el Karlsruher Institut für Technologie (KIT) por el apoyo financiero recibido durante la estancia en el KIT y al Institut für Neutronenphysik und Reaktortechnik (INR-KIT) por las facilidades otorgadas al autor durante su estancia. Muchas gracias a la Universidad Nacional Autónoma de México por el apoyo recibido a través del proyecto de investigación PAPIIT IN REFERENCIAS 1. World Nuclear Association: Reprocessing of Used Nuclear Fuel. (2014). 2. S. M. Feinberg, "Discussion Comment", Rec. of Proc. Session B-10, ICPUAE, United Nations, Geneva, Switzerland (1958). 3. M. J. Driscoll, B. Atefi, D. D. Lanning, "An Evaluation of the Breed/Burn Fast Reactor Concept", MITNE-229 (Dec. 1979). 4. L. P. Feoktistov, "An analysis of a concept of a physically safe reactor", Preprint IAE-4605/4 (1988). 5. Jonh Gilleland, et al Novel reactor designs to burn non-fissile fuels. Proceedings of ICAPP 08, Anaheim CA, USA, June 8-12, paper Criekingen et al, The KANEXT modular program for reactor physics calculation. (Presentación del KIT). 7. SERPENT a Continuous-Energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code User s Manual. (2014). 9