Schmidt, Norberto S. (2019) Cálculo neutrónico de reactores híbridos fusión-fisión. / Fusion-fission hybrid reactors neutronics calculation. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
![[img]](/style/images/fileicons/application_pdf.png)
| PDF (Tesis) Disponible bajo licencia Creative Commons: Reconocimiento - No comercial - Compartir igual. Español 23Mb |
Resumen en español
Los reactores híbridos de fusión-fisión constituyen una alternativa interesante para la generación de energía nuclear, ya que presentan ventajas respecto de la fisión y la fusión consideradas separadamente. Esto se debe a que permitirán disminuir los requisitos de operación de los reactores de fusión y serán capaces de utilizar como combustible físil elementos separados a partir del reprocesamiento de los elementos combustibles gastados de las centrales nucleares de fisión. Además, serán intrínsecamente seguros, ya que la región físil se encontrará subcrítica, por lo que las reacciones de fisión cesarán si la fuente externa se apaga. El objetivo de este trabajo es generar herramientas capaces de acoplar los comportamientos neutrónicos de un reactor híbrido, conformado por una fuente de neutrones de fusión, producidos por un reactor nuclear tipo tokamak y un manto físil con combustibles compuestos por actínidos menores y refrigerados por sodio. El reactor se modela mediante el código de transporte neutrónico OpenMC, el cual fue validado mediante el cálculo de dos benchmarks de reactores de espectro rápido. Para simular la fuente externa de neutrones debida a las reacciones de fusión, se modela el plasma mediante la resolución de la ecuación de Grad-Shafranov para diferentes geometrías, y se calcula la distribución espacial de dichas reacciones. Considerando que la fuente posee una geometría toroidal, resulta necesario muestrear la distribución de la fuente a fin de generar el archivo necesario para ejecutar el código neutrónico. Una vez modeladas las geometrías, las composiciones y la fuente externa del reactor híbrido, se procede a evaluar los resultados obtenidos para diferentes parámetros de operación, como ser potencia de fisión, potencia de fusión, factores de multiplicación y autosostenibilidad de producción de tritio.
Resumen en inglés
Fusion-fission hybrid reactors constitute an interesting alternative for the generation of nuclear energy, since they have advantages over fission and fusion considered separately. This is because they will reduce the operation requirements of fusion reactors and will be able to use as fission fuel, elements extracted from the reprocesing of spent fuel elements of nuclear fission plants. Also, they will be intrinsically safe, since the fissile region will be subcritical, so fission reactions will stop if the external source shuts off. The objective of this work is to generate tools capable of coupling the neutron behavior of a hybrid reactor, consisting of a fusion neutron source produced by a tokamak nuclear reactor and a fissile mantle with fuels composed of minor actinides and cooled by sodium. The reactor is modeled with the OpenMC neutron transport code, which was validated by calculating two benchmarks of fast spectrum reactors. To simulate the external neutron source due to fusion reactions, the plasma is modeled by solving the Grad-Shafranov equation for different geometries, and the spatial distribution of these reactions is calculated. Considering that the source has a toroidal geometry, it is necessary to sample the distribution of the source in order to generate the necessary file to execute the neutronic code. Once the geometries, the compositions and the external source of the hybrid reactor are modeled, the results obtained for different operating parameters are evaluated, such as fission power, fusion power, multiplication factors and tritium production selfsustainability.
| Tipo de objeto: | Tesis (Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Fusion reactions; Reacciones de fusión; Fission; Fisión; Hybrid reactors; Reactores híbridos; Monte Carlo method; Método de Monte Carlo; [Transport code; Código de transporte] |
| Referencias: | [1] Wesson, J., Campbell, D. Tokamaks Clarendon, 1997. [2] Stacey, W. M. Fusion plasma physics. John Wiley & Sons, 2008. [3] Aymar, R., Barabaschi, P., Shimomura, Y. The ITER design. Plasma physics and controlled fusion, 44 (5), 519, 2002. [4] Maisonnier, D., Cook, I., Pierre, S., Lorenzo, B., Luciano, G., Prachai, N., et al. DEMO and fusion power plant conceptual studies in Europe. Fusion Engineering and Design, 81 (8-14), 1123–1130, 2006. [5] Najmabadi, F., Abdou, A., Bromberg, L., Brown, T., Chan, V., Chu, M., et al. The ARIES-AT advanced tokamak, advanced technology fusion power plant. Fusion Engineering and Design, 80 (1-4), 3–23, 2006. [6] Soppera, N., Bossant, M., Dupont, E. JANIS 4: An improved version of the NEA java-based nuclear data information system. Nuclear Data Sheets, 120, 294–296, 2014. [7] Shahbunder, H., Pyeon, C. H., Misawa, T., Lim, J.-Y., Shiroya, S. Subcritical multiplication factor and source efficiency in accelerator-driven system. Annals of Nuclear Energy, 37 (9), 1214–1222, 2010. [8] Cintas, A. Análisis de datos y desarrollo de modelos de cálculo neutrónico para sistemas híbridos, ADS. Tesis Doctoral, Universidad Nacional de Cuyo, 2013. [9] Bethe, H. A. The fusion hybrid. Physics Today, 32, 44, 1979. [10] Stacey, W. M. Principles and rationale of the fusion-fission hybrid burner reactor. En: AIP Conference Proceedings, tomo 1442, págs. 31–42. AIP, 2012. [11] Stacey, W., Van Rooijen, W., Bates, T., Colvin, E., Dion, J., Feener, J., et al. A TRU-Zr metal-fuel sodium-cooled fast subcritical advanced burner reactor. Nuclear technology, 162 (1), 53–79, 2008. [12] Sommer, C., Stacey, W., Petrovic, B. Fuel cycle analysis of the SABR subcritical transmutation reactor concept. Nuclear Technology, 172 (1), 48–59, 2010. [13] Sumner, T., Stacey, W., Ghiaasiaan, S. Dynamic safety analysis of the sabr subcritical transmutation reactor concept. Nuclear Technology, 171 (2), 123–135, 2010. [14] Stacey, W. M., Mandrekas, J., Hoffman, E. A., Kessler, G., Kirby, C., Mauer, A., et al. A fusion transmutation of waste reactor. Fusion Science and Technology, 41 (2), 116–140, 2002. [15] Stacey, W., Beavers, V., Casino, W., Cheatham, J., Friis, Z., Green, R., et al. A subcritical, gas-cooled fast transmutation reactor with a fusion neutron source. Nuclear Technology, 150 (2), 162–188, 2005. [16] Stacey, W., Abbasi, Z., Boyd, C., Bridges, A., Burgett, E., Cymbor, M., et al. A subcritical, helium-cooled fast reactor for the transmutation of spent nuclear fuel. Nuclear technology, 156 (1), 99–123, 2006. [17] Stacey, W., Boakye, K., Brashear, S., Bryson, A., Burns, K., Bruch, E., et al. Advances in the subcritical, gas-cooled, fast transmutation reactor concept. Nuclear technology, 159 (1), 72–105, 2007. [18] Stacey, W. Tokamak D–T fusion neutron source requirements for closing the nuclear fuel cycle. Nuclear Fusion, 47 (3), 217, 2007. [19] Stacey, W., Stewart, C., Floyd, J.-P., Wilks, T., Moore, A., Bopp, A., et al. Resolution of fission and fusion technology integration issues: an upgraded design concept for the subcritical advanced burner reactor. Nuclear technology, 187 (1), 15–43, 2014. [20] Stacey, W. M. Solving the spent nuclear fuel problem by fissioning transuranics in subcritical advanced burner reactors driven by tokamak fusion neutron sources. Nuclear Technology, 200 (1), 15–26, 2017. [21] Romano, P. K., Horelik, N. E., Herman, B. R., Nelson, A. G., Forget, B., Smith, K. OpenMC: A state-of-the-art Monte Carlo code for research and development. Annals of Nuclear Energy, 82, 90–97, 2015. [22] Smith, M. A. Zpr-6 assembly 6a: A cylindrical assembly with uranium oxide fuel and sodium with a thick depleted-uranium blanket. En: International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments (ICSBEP), IEU-COMPFAST- 001. Organization for Economic Co-operation and Development-Nuclear Energy Agency (OECD-NEA), 2016. [23] Bess, J. D. Evaluation of the initial isothermal physics measurements at the fast flux test facility, a prototypic liquid metal fast breeder reactor. En: International Handbook of Evaluated Reactor Physics Benchmark Experiments (IRPhE), FFTF-LMFR-RESR-001. Organization for Economic Co-operation and Development-Nuclear Energy Agency (OECD-NEA), 2017. [24] Schmidt, N. S. ITE-EN-GIN-FN-006: Validación de código OpenMC mediante el benchmark IEU-COMP-FAST-001. Inf. téc., CNEA - Gerencia de Ingeniería Nuclear, Departamento de Física de Neutrones, 2018. [25] Schmidt, N. S. ITE-EN-GIN-FN-005: Validación de código OpenMC mediante el benchmark FFTF-LMFR-RESR-001. Inf. téc., CNEA - Gerencia de Ingeniería Nuclear, Departamento de Física de Neutrones, 2018. [26] Chadwick, M., Herman, M., Obložinsk`y, P., Dunn, M. E., Danon, Y., Kahler, A., et al. ENDF/B-VII. 1 nuclear data for science and technology: cross sections, covariances, fission product yields and decay data. Nuclear data sheets, 112 (12), 2887–2996, 2011. [27] Sonzogni, A. NuDat 2.0: Nuclear structure and decay data on the internet. En: AIP Conference Proceedings, tomo 769, págs. 574–577. AIP, 2005. [28] Meulekamp, R. K., van der Marck, S. C. Calculating the effective delayed neutron fraction with Monte Carlo. Nuclear science and engineering, 152 (2), 142–148, 2006. [29] Zheng, S., Wootton, A., Solano, E. R. Analytical tokamak equilibrium for shaped plasmas. Physics of plasmas, 3 (3), 1176–1178, 1996. [30] Cerfon, A. J., Freidberg, J. P. “One size fits all” analytic solutions to the Grad– Shafranov equation. Physics of Plasmas, 17 (3), 032502, 2010. [31] Lewis, E. E., Miller, W. F. Computational methods of neutron transport, 1984. |
| Materias: | Ingeniería nuclear > Neutrónica Ingeniería nuclear > Fusión nuclear |
| Divisiones: | Gcia. de área de Energía Nuclear > Gcia. de Ingeniería Nuclear > Física de neutrones |
| Código ID: | 832 |
| Depositado Por: | Tamara Cárcamo |
| Depositado En: | 05 Mar 2021 12:58 |
| Última Modificación: | 05 Mar 2021 12:58 |
Personal del repositorio solamente: página de control del documento
