It could be argued that a renaissance is taking place for the global interest in nuclear power - especially for the development of the next generation of reactor systems that aim at solving the problems with contemporary energy production with nuclear technology. One such proposed concept for Gen IV nuclear power is a Molten Salt Reactor (MSR), in which the nuclear fuel is in solution of a salt - often based on fluorine or chlorine. The historical experience of MSRs is limited in both scope and time, but significant developments have been made in the past few years. In order for such technologies to become commercially viable, it is important that investigations are conducted into the behaviour of the materials involved. In this work, the propagation of uncertainty in nuclear data for the isotope F-19 is investigated in a fluorine-based MSR. Uncertainty quantification is important in reactor physics as calculations that are based on Best Estimate Plus Uncertainty often leave more margin to the regulatory requirements compared to conservative calculations. The quantity of interest is the reactivity of the system at hand, and three different levels of moderation were investigated in order to observe any differences that the hardness of the neutron spectrum might impose on the reactivity uncertainty. In addition, the individual neutron-nucleus interaction channels are analyzed separately in order to deduce which channels that contribute the most to the reactivity uncertainty. The nuclear reactor cores were simu- lated with the Monte Carlo-based neutron transport code OpenMC, and the uncertainty quantification was performed using the Total Monte Carlo (TMC) methodology with perturbed nuclear data that was generated using the tools SANDY and NJOY. The results from the uncertainty quantification showed that the nuclear data uncertainty from F-19 gave rise to reactivity uncertainties of approximately 60-200 pcm, depending on the amount of moderation rods that were inserted. The less moderated systems were more susceptible to the F-19 uncertainties, which could be explained by the fact that those systems gave more room for the fluorine- based fuel, and hence they would be more exposed to the uncertainties of F-19. It was also observed that the elastic scattering, neutron capture, and alpha production reaction channels contributed the most to the uncertainties in the most moderated reactor, while the least moderated reactor was most susceptible to the uncertainties due to elastic scattering, inelastic scattering, and alpha production. These findings show that significant improvements needs to be made in the measurements and evaluations of nuclear data for F-19 if it is to be implemented in MSRs of the future. / Intresset för kärnkraft har under de senaste åren utvecklats enormt globalt - särskilt med avseende på utveckling av nästa generation av reaktorsystem som har målen att lösa de problem som finns med dagens energiproduktion via kärnteknik. Ett sådant föreslaget koncept för Fjärde generationens kärnkraft är saltsmältereaktorn (eng. Molten Salt Reactor, MSR), i vilket kärnbränslet är upplöst i reaktorn i ett salt som oftast är baserat på fluor eller klor. Den historiska erfarenheten av MSR:er är knapphändig, men stora framsteg har gjorts under de senaste åren. För att tekniker som denna ska kunna blir kommersiellt genomförbara måste utredningar göras för att förstå hur exempelvis det använda materialet beter sig. I detta arbete propageras osäkerheterna i kärndata för isotopen F-19 genom en fluor-baserad MSR. Os- äkerhetskvantifiering är viktigt i reaktorfysik eftersom beräkningar som är baserade på Bästa Uppskat- tning Plus Osäkerhet (eng. Best Estimate Plus Uncertainty, BEPU) oftast lämnar en större marginal till regulatoriska begräsningar än vad konservativa beräkningar gör. Storheten av intresse i detta ar- bete är reaktiviteten av reaktorhärden, och tre olika nivåer på moderering användes för att kunna observera skillnader i reaktivitetsosäkerheter som orsakas av neutronspektrumets hårdhet. Dessutom undersöktes de individuella reaktionskanalerna för neutron-kärna-interaktioner för att kunna dra en slutsats kring vilka reaktionskanaler som bidrar mest till reaktivitetsosäkerheterna. Reaktorhärdarna simulerades med den Monte Carlo-baserade neutrontransportkoden OpenMC, och osäkerhetskvanti- fieringen gjordes genom Total Monte Carlo (TMC) metodologin med kärndata som genererades med verktygen SANDY och NJOY. Resultaten från osäkerhetskvantifieringen visade att kärndataosäkerheterna från F-19 gav upphov till reaktivitetsosäkerheter på ungefär 60-200 pcm, beroende på vilken modereringsgrad som användes. De mindre modererade systemen var mer mottagliga till osäkerheten hos F-19, vilket skulle kunna förklaras genom att dessa system gav mer plats för det fluor-baserade bränslet, vilket därmed leder till att de är exponerade till osäkerheterna för F-19 i en högre grad. Det observerades också att reaktionskanalerna elastisk spridning, neutroninfång samt alfa-produktion hade stört inverkan på reaktivitetsosäkerheterna för de mest modererade systemen, medan de minst modererade systemen var mer mottagliga till osäkerheterna som orsakades av elastisk spridning, inelastisk spridning och alfa-produktion. Dessa resultat visar att förbättringar måste göras i mätningarna samt evalueringarna av kärndata för F-19 om ämnet ska implementeras i MSR:er i framtiden.
| Identifer | oai:union.ndltd.org:UPSALLA1/oai:DiVA.org:uu-507418 |
| Date | January 2023 |
| Creators | Stjärnholm, Sigfrid |
| Publisher | Uppsala universitet, Tillämpad kärnfysik |
| Source Sets | DiVA Archive at Upsalla University |
| Language | English |
| Detected Language | English |
| Type | Student thesis, info:eu-repo/semantics/bachelorThesis, text |
| Format | application/pdf |
| Rights | info:eu-repo/semantics/openAccess |
| Relation | FYSAST ; FYSMAS1207 |
Page generated in 0.0025 seconds