Iterative Solution of a Two-point Kinetic Model for a Supercritical Nuclear Reactor

Öz

Nuclear energy constitutes a viable alternative to the renewable energy sources since it provides uninterrupted power. Commercial use of nuclear power takes place via the controlled fission reaction that takes place within nuclear reactors. In this work, neutrons that trigger the fission reaction are separated into two as prompt and delayed neutrons. Two-point kinetic model is solved numerically and iteratively for a supercritical reactor. Core, reflector, and delayed neutron numbers are computed as a function of time by selecting initial values for a situation where the reactivity increases linearly. Our results show that growing delayed neutron fraction β breaks the exponential growth trend of the core and reflector neutron numbers. When =0.5 value is reached, core and reflector neutron numbers stabilize, while they converge to zero asymptotically in >0.5 region. While delayed neutrons increase exponentially when <0.5, they grow linearly when =0.5.When >0.5, delayed neutron number asymptotically converges to a finite value. In this manner, it is observed that the fission reaction can be kept under control in a supercritical reactor by ramping up the delayed neutron fraction.

Anahtar Kelimeler

• Nuclear Energy
• Criticality
• Delayed Neutron
• Fission

Süperkritik Bir Nükleer Reaktörde İki-Nokta Kinetik Modelin İteratif Çözümü

Öz

Nükleer enerji, kesintisiz güç sağladığı için yenilenebilir enerji kaynaklarına göre geçerli bir alternatif oluşturmaktadır. Nükleer enerjinin ticari kullanımı ise nükleer reaktörlerde gerçekleşen kontrollü fisyon reaksiyonu yoluyla gerçekleşmektedir. Bu çalışmada, fisyon reaksiyonunu tetikleyen nötronlar çabuk ve geciken nötronlar olmak üzere ikiye ayrılmıştır. Süperkritik bir reaktör için, iki-nokta kinetik model numerik ve iteratif olarak çözülmüştür. Reaktivitenin lineer olarak arttığı durum için çekirdek, reflektör ve geciken nötron sayıları ilk değerler seçilerek zamanın fonksiyonu olarak hesaplanmıştır. Sonuçlarımız, artan geciken nötron oranı 'nın çekirdek ve reflektördeki nötron sayılarının üstel artış trendini kırdığını göstermektedir. =0.5 değerine ulaşıldığında çekirdek ve reflektördeki nötron sayıları stabilleşmekte, >0.5 bölgesinde ise asimptotik olarak sıfıra yakınsamaktadır. Geciken nötronlar β<0.5 iken üstel olarak artarken, =0.5 olduğunda lineer olarak artmaktadır. >0.5 olduğunda geciken nötron sayısı sıfırdan farklı bir değere asimptotik olarak yakınsamaktadır. Bu şekilde, geciken nötron oranını artırarak süperkritik bir reaktörde fisyon reaksiyonunun kontrol altında tutulabileceği gözlenmiştir.

Anahtar Kelimeler

• Nükleer Enerji
• Kritiklik
• Geciken Nötron
• Fisyon

Kaynakça

1. Mitchell, C. (2016). Momentum is increasing towards a flexible electricity system based on renewables. Nature Energy, 1(15030), 1-6.
2. Meckling, J., Sterner, T. & Wagner, G. (2017). Policy sequencing towards decarbonization. Nature Energy, 2(12), 918-922.
3. Bunn, M. & Heinonen, O. (2011). Preventing the next Fukushima, Science, 333(6049), 1580-1581.
4. Dai, J, Li, S., Bi, J. & Ma, Z. (2019). The health risk-benefit feasibility of nuclear power development, Journal of Cleaner Production, 224, 198-206.
5. Qi-Zhen, Y. E. (2016). Safety and effective developing nuclear power to realize green and low-carbon development. Advances in Climate Change Research, 7, 10-16.
6. Van Dam, H. (1996). In hour equation and kinetic distortion in a two-point reactor kinetic model. Annals of Nuclear Energy, 23(14), 1127-1142.
7. Spriggs, G. D., Busch, R. D., & Williams, J. G. (1997). Two-region kinetic model for reflected reactors. Annals of Nuclear Energy, 24(3), 205-250.
8. Aboanber, A. E., & Nahla, A. A. (2018). Mathematical treatment for two-point reactor kinetics model of reflected systems. Progress in Nuclear Energy, 105, 287-293.

9. Aboanber, A. E.. (2009). Exact solution for the non-linear two-point kinetic model of reflected reactors. Progress in Nuclear Energy, 51(6-7), 719-726.
10. Holschuh, T. V., Marcum, W. R., & Palmer, T. S. (2017). One-group analytical solution to two-region reactor kinetic model. Annals of Nuclear Energy, 99, 199-205.
11. Lewis, E. E., & Miller, Jr. W. F. (1984). Computational methods of neutron transport.