The objective of this M. Eng. Diploma work was to validate the new version, CASMO-5M, and compare the results with CASMO-4E, by using the same input in both programs. The tasks that were included in this work was to compare TIP-measures, k-effective curves (warm), k-effective curves (cold), the effect of void on k-effective, the isothermal temperature coefficient (ITC), the moderator temperature coefficient (MTC), damping ratio calculations, internal effect in a fuel bundle of a BA-rod, the speed of BA-out burn, impact of xenon, falling control rod, margins and isotopes. The TIP-measures showed that the differences were small for all reactors, at most, 6% nodal improvement by C5M (Casmo-5M) for Oskarshamn 3. The warm measurements of k-effective showed that C5M had a higher value for all cycles of Oskarshamn 1, 2 and 3 in comparison to C4E (Casmo-4E). Important improvements were noted for C5M, which solved the “tub behaviour” that used to occur in Oskarshamn 2 when using C4E. For all three reactors the the differences of the cold k-effective measurements between C5M and C4E were decreasing by growing reactor cycle, especially after changing fuel rods from SVEA64 to SVEA 96 Optima/Optima2. The new fuel (Optima/Optima2) contains part length fuel rods and contains 10x10 fuel rod positions to compare with the old 8x8/9x9 previously used in all three reactors. The effects of void on k-effective were consistently better in C5M than in C4E for all three reactors. The isothermal coefficient was lower in C5M in comparison to C4E for all three reactors, except in the middle of cycle 34 for O2 where C5M was higher than C4E. The average of MTK is lower in C5M then in C4E for all three reactors. The uniform Doppler coefficients are consistently lower in C5M than in C4E, for all three reactors. In the damping ratio calculations C5M is marginally higher than C4E. For all three reactors C5M consistently calculates a higher effect in the studied fuel bundle of a BA-rod in comparison to C4E, at 0% and 80% void. The speed differences of the BA burnout are marginal, but notably exhibits a consistent behaviour. C5M has a higher power development in the beginning of the cycle’s for all voids (0-80%) and lower in the end of the cycles compare to C4E. The xenon impact has the same trend for all three reactors. C4E has a consistently higher value than C5M in the beginning of the cycles and contrary in the end of cycles. The test of the falling control rod has proved that in C5M we maintain a worse fuel temperature- and moderator coefficient which results in a higher reactivity maximum value, compared to C4E. In C5M we find that the margins are consistently higher than C4E for all three reactors, which is to be preferred. Regarding the isotopes, the only difference observed in the test was that according to C5M there is approximately 50% less U-237. This does not have a big effect on the reactor because this amounts to only about 1/1000 of the total amount of the fuel in the core.

This is a M. Eng. degree project at Uppsala University carried out at Vattenfall NuclearFuel AB. The goal of it is to present a best estimate method based on the code package CASMO/SIMULATE for the purpose of calculating the isotopic concentrations of a specified number of isotopes in a fuel sample. The calculations done with the method shall produce small deviations from reliable measured values, which characterize the accuracy of CASMO/SIMULATE, but also simplicity based onthe computing time and handling of the amount of data is an important factor in the development of the method. The development of the method has been based on a sensitivity calculation with CASMO/SIMULATE on a number of relevant parameters affecting the isotope concentrations. The proposed method has then been applied on three samples irradiated in Ringhals 4 and Ringhals 3. At last the calculated isotopic concentrations have been benchmarked against measured data from Studsvik Laboratory. The sensitivity analyzes has shown that the parameters affecting the neutron moderation are very important for calculating the isotopic concentrations. The core axial resolution is also an important factor for the samples taken from top of the rod,where the power gradient is large. The comparison of the calculated and measured values has shown that SIMULATE, in the analysed cases, simulates a lower finalburnup. This has created a need to correct the final burnup in order to get better results in terms of lower relative deviations between the measured and calculated data.

In recent years, the enthalpy raise hot channel factor limit has decreased significantly due to the power upgrade of Ringhals 4 and the use of shielding fuel assemblies. The shielding fuel assemblies task are to reduce the neutron leakage to the reactor vessel and in that way extend the reactor lifetime. This is achieved by replacing a few fuel rods with steel rods. Experiences from the last fuel cycles show that the core design procedure has been hampered because of this and that it’s hard to stay under the design limit. A way to overcome this problem and to improve the fuel economy is to introduce the use of radial enrichment distribution in the fuel assembly. This master thesis shows, through a case study of three fuel cycles at Ringhals 4,  that the internal peaking factor can be improved by roughly 2–3 % and that the maximum enthalpy raise hot channel factor can be improved by about 2.0–2.5 % if the fuel assemblies contain three different levels of enrichments instead of currently one. This can be achieved without any noticeable decrease in cycle length. / Genom en fallstudie av tre driftcykler för Ringhals 4 visar den här rapporten att max FΔH under cykeln kan sänkas med 2,0–2,5 % om bränsleknippena radiellt anrikningsoptimeras med minst tre delanrikningar. Totalt under cykeln kan FΔH sänkas med upp till 4 %. Om radiell anrikningsoptimering införs för Vattenfalls PWR:er skulle arbetet med att designa härdarna förenklas och utrymme ges för att ladda reaktorerna på ett mer ekonomiskt sätt.

[ES] El análisis del decaimiento de combustible es fundamental para comprender los cambios a largo plazo en la composición del combustible del reactor debido al quemado del mismo. A medida que se consume el combustible, su composición isotópica cambia y eso afecta significativamente la vida útil operativa del reactor, su estabilidad y sus mecanismos de control. Para abordar estas complejidades, es crucial emplear un conjunto meticulosamente seleccionado de secciones eficaces y parámetros nucleares. Este enfoque no solo garantiza predicciones precisas del comportamiento del reactor tanto en condiciones estacionarias y transitorias, sino que también optimiza el ciclo del combustible y mejora el rendimiento global del reactor. Las librerías de secciones eficaces son la columna vertebral de cualquier código tridimensional utilizado en los cálculos del núcleo. Sin embargo, uno de los principales retos que plantea el cálculo del transporte de neutrones es la necesidad de que cada método empleado haga uso de secciones eficaces estructuradas con metodologías, formatos y contenidos distintos. Esta tesis lleva a cabo una exploración exhaustiva de la física de reactores, centrándose en estos problemas críticos. Su objetivo es desentrañar cómo se capturan y representan los fenómenos de los reactores mediante un análisis en profundidad de las librerías de secciones eficaces. Mediante la investigación de las fuentes de secciones eficaces y datos cinéticos, y la comprensión de los requisitos detallados para resolver diversos problemas, la tesis contribuye a avanzar en las evaluaciones de seguridad robustas y garantizar una representación precisa del comportamiento del reactor. Uno de los aspectos centrales de la tesis es la evaluación de la secuencia computacional CASMO-4/GenPMAXS/PARCS en el análisis de la operación de Reactores de Agua en Ebullición (BWR) con combustibles actuales. Esta evaluación implica una rigurosa verificación de las librerías de secciones eficaces a través de comparativas código a código, lo que garantiza consistencia y precisión en la predicción de la potencia radial y axial del reactor a lo largo del ciclo, mediante librerías de secciones eficaces colapsadas en dos grupos de energía. Además, se realiza un análisis de las predicciones del código nodal PARCS, que se compara con el simulador del núcleo de la planta, SIMULATE-3, utilizado como referencia en cada simulación. Adicionalmente, se incluye la validación de las librerías de secciones eficaces creadas y la comparación del modelo neutrónico del código de núcleo 3D PARCS con datos reales de planta utilizando el sistema detector In-Core Traveling Probe (TIP) con detectores gamma de alta resolución. La simulación de la respuesta del TIP es de importancia crucial para los simuladores del núcleo, ya que permite el uso fiable de las mediciones proporcionadas por este sistema para validar las predicciones y evaluar la precisión de las distribuciones de potencia radiales y axiales calculadas, contrastándolas con las tasas de reacción medidas por los instrumentos in-core. Este estudio emplea las mediciones del TIP para validar la capacidad del código PARCS en la modelización de diseños avanzados de combustible BWR y en el cálculo de distribuciones de potencia tridimensionales bajo condiciones operativas reales. La utilización de datos de planta no solo incrementa la fiabilidad de los modelos, sino que también refuerza el valor práctico de esta investigación dentro del campo de la física de los reactores nucleares. El impacto de las librerías de secciones eficaces en los análisis de seguridad se examina aplicándolas a los transitorios de cierre de la válvula de aislamiento de vapor principal (MSIVC) sin SCRAM (ATWS) mediante el código acoplado TRAC-BF1/PARCS. En un evento de MSIVC ATWS, las respuestas del núcleo se ven afectadas por la interacción entre la retroalimentación de reactividad debida al vacío, impulsada por el colapso del vacío, y la retroalimentación de reactivida / [CA] L'anàlisi del decaïment del combustible és fonamental per a comprendre els canvis a llarg termini en la composició del combustible del reactor deguts al seu cremat. A mesura que el combustible es consumeix, la seua composició isotòpica es modifica, la qual cosa afecta significativament la vida útil operativa del reactor, la seua estabilitat i els mecanismes de control associats. Per a abordar aquestes complexitats, resulta crucial emprar un conjunt meticulosament seleccionat de seccions eficaces i paràmetres nuclears. Aquest enfocament no sols garanteix prediccions precises sobre el comportament del reactor, tant en condicions estacionàries com transitòries, sinó que també optimitza el cicle del combustible i millora el rendiment global del reactor. Les llibreries de seccions eficaces constitueixen l'eix fonamental de qualsevol codi tridimensional utilitzat en els càlculs del nucli del reactor. No obstant això, un dels principals reptes que presenta el càlcul del transport de neutrons radica en la necessitat que cada mètode aplicat utilitze seccions eficaces estructurades conforme a diferents metodologies, formats i continguts. Aquesta tesi aborda una exploració exhaustiva de la física de reactors, centrant-se en aquestes qüestions crítiques. L'objectiu és desentranyar com es capten i es representen els fenòmens característics dels reactors mitjançant una anàlisi profunda de les llibreries de seccions eficaces. Mitjançant la investigació de les fonts de seccions eficaces i dels paràmetres cinètics, així com la comprensió detallada dels requisits necessaris per a resoldre diverses problemàtiques, aquest treball contribueix a avançar en la robustesa de les avaluacions de seguretat i a garantir una representació precisa del comportament del reactor. Un dels aspectes centrals d'aquesta investigació és l'avaluació de la seqüència computacional CASMO-4/GenPMAXS/PARCS en l'anàlisi de l'operació de reactors d'aigua en ebullició (BWR) amb combustibles contemporanis. Aquesta avaluació implica una rigorosa verificació de les llibreries de seccions eficaces mitjançant comparatives codi a codi, la qual cosa garanteix consistència i precisió en la predicció de la potència radial i axial del reactor al llarg del cicle, emprant llibreries de seccions eficaces col·lapsades en dos grups d'energia. A més, es realitza una anàlisi de les prediccions del codi nodal PARCS, comparant-les amb el simulador del nucli de la planta, SIMULATE-3, utilitzat com a referència en cada simulació. A més, s'inclou la validació de les llibreries de seccions eficaces generades i la comparació del model neutrònic tridimensional del codi PARCS amb dades reals de la planta, obtingudes a través del sistema detector In-Core Traveling Probe (TIP), equipat amb detectors gamma d'alta resolució. La simulació de la resposta del TIP és d'importància crucial per als simuladors del nucli, ja que permet l'ús fiable de les mesures proporcionades per aquest sistema per a validar les prediccions i avaluar la precisió de les distribucions de potència radials i axials calculades, contrastant-les amb les taxes de reacció mesurades pels instruments in-core. Aquest estudi empra les mesures del TIP amb l'objectiu de validar la capacitat del codi PARCS en la modelització de dissenys avançats de combustible BWR i en el càlcul de distribucions de potència tridimensionals sota condicions operatives reals. La utilització de dades de planta no sols augmenta la fiabilitat dels models, sinó que també reforça de manera significativa el valor pràctic d'aquesta investigació en l'àmbit de la física de reactors nuclears. L'impacte de les llibreries de seccions eficaces sobre els anàlisis de seguretat s'avalua a través de la seua aplicació en transitoris de tancament de la vàlvula principal d'aïllament de vapor (MSIVC) sense SCRAM (ATWS), emprant el codi acoblat TRAC-BF1/PARCS. En un escenari de MSIVC ATWS, la resposta del nucli es veu condicionada per la interacció entre la retroalimentació de reactiv / [EN] The analysis of fuel depletion is essential for understanding the long term changes in reactor fuel composition due to burnup. As fuel undergoes burnup, its isotopic composition alters, significantly influencing the reactor's operational life, stability, and control mechanisms. To address these complexities, the employment of a meticulously selected set of cross sections and nuclear parameters is crucial. This approach not only ensures accurate predictions of reactor behavior under both steady state and transient conditions but also optimizes the fuel cycle and enhances overall reactor performance. Cross section libraries form the backbone of any three dimensional code used in core calculations. However, a significant challenge in neutron transport calculations arises from the necessity for each method to utilize cross sections structured with varying methodologies, formats, and contents. This thesis undertakes a comprehensive exploration of reactor physics, focusing on these critical issues. It seeks to unravel how reactor phenomena are captured and represented through an in depth analysis of cross section libraries. By investigating the sources of cross sections and kinetic data, and understanding the detailed requirements for solving various problems, this work advances robust safety assessments and ensures an accurate representation of reactor behavior. A central focus of the research is the evaluation of the accuracy of the CASMO 4/GenPMAXS/PARCS computational sequence in analyzing modern Boiling Water Reactor (BWR) operations with current fuels. This entails rigorous verification of cross section libraries through code to code comparisons, ensuring consistency and accuracy in steady state performance parameters and two group energy cross sections. The predictions of the nodal code PARCS are meticulously assessed against the plant core simulator SIMULATE 3, which serves as a benchmark for each simulated case. Furthermore, the validation of the created cross section libraries is conducted through comparisons with real plant data utilizing the In Core Traveling Probe (TIP) system equipped with high resolution gamma detectors. Simulating the TIP response is a critical element for core simulators, enabling the reliable use of TIP measurements to validate predictions and assess the accuracy of calculated radial and axial power distributions by comparing them with measured in core instrument reaction rates. This study leverages TIP measurements to validate the capability of PARCS in modeling advanced BWR fuel designs and calculating 3D power distributions under actual reactor operating conditions. The utilization of real plant data not only enhances the reliability of the models but also significantly elevates the practical value of this research within the field of nuclear reactor physics. The impact of cross section libraries on safety analyses is further examined by applying them to Main Steam Isolation Valve Closure (MSIVC) transients without SCRAM (ATWS) through the coupled code TRAC BF1/PARCS. In an MSIVC ATWS event, core responses are influenced by the interplay between void reactivity feedback, driven by void collapse, and negative Doppler reactivity feedback. Consequently, the severity of the transient hinges on both system behavior and the accuracy of cross section libraries in predicting nuclear parameters. Given these considerations, the MSIVC ATWS scenario serves as an exemplary context for assessing the efficacy of cross section libraries in predicting the evolution of critical parameters under demanding transient conditions. This assessment enhances the modeling capabilities for such events and allows for the simulation of complex thermal hydraulic and feedback phenomena over extended durations. A significant contribution of this thesis is the identification of limitations within the NUREG/CR 7164 recommendations for modeling cross sections for BWR analysis. These recommendations fall short of encompassing the fu / Soler Martínez, MD. (2024). Impact of Nuclear Parameters Processing Techniques on BWR Dynamic Calculations [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/213212