Study on the correlation of neutronic and thermal hydraulic of TRIGA MARK II PUSPATI reactor core

Abstract

Abstract

In  order  to prepare Malaysia to  be nuclear  ready, the Malaysian 1  MW TRIGA MARK II research reactor (RTP) located at the Malaysian Nuclear Agency was premeditated with the aim to effectually  actualize  the multitude  areas  of  basic  nuclear  research,  labor  training  and  education. To  meet  the modern safety  standards,  analyses of a strong interaction between the thermal-hydraulic system behavior and  the  space-dependent  neutron  kinetics are  needed  as  mere  thermal-hydraulics  codes  are  said  to  be  incapable  to  succeed  the  present  safety  standards. This  could  be  achieved  through  the  coupling of neutronic and thermal-hydraulic codes of the reactor. Previous studies had shown that the  coupled  codes  are  able  to  successfully  be  employed  for  the  correlation between thermal-hydraulic analysis and neutron kinetics at transient and  steady state.  In  this  study,  the  coupling  was  achieved  through  MCNP  and  TRIGLAV  codes  for  neutronic  and  thermal-hydraulic  respectively. Core-15  of RTP  was  modeled  for  both  of  the  codes;  hence  calculating  the  criticality,  analysis  of  power  and  neutron  flux  distribution. The consistency and accuracy of the developed Core-15 MCNP  model was established by comparing calculations to the experimental results and TRIGLAV code. The criticality  predictions for both codes are in very good agreement with the experimental results. The core reached  its  criticality  after  66  fuels. The  highest hot rod power peaking factor was found to be 1.28. The results are conservative and can be applied to show the reliability of MCNP and TRIGLAV codes.  

Abstrak

Dalam  usaha  untuk  menyediakan  negara  Malaysia  ke  arah  penggunaan  tenagga  nuclear,  Malaysia  mempunyai 1MW  reaktor  penyelidikan iaitu TRIGA  MARK  II  yang  terletak  di  Agensi  Nuklear  Malaysia.  Tujuan  reaktor  ini  adalah  untuk  penyelidikan  asas  berkaitan  nuclear,  latihan  dan  pendidikan.  Bagi  memenuhi  piawaian  keselematan  yang  ditetapkan,  menganalisis  interaksi  antara  tingkah laku sistem termal-hidraulik dan space-dependent neutron kinetics diperlukan sebagai satu kod.  Kajian terdahulu  telah  menunjukkan bahawa  kod ini berjaya dengan mengadakan hubung  kait antara  termal-hidraulik dan neutron kinetics at transient dan steady state. Dalam kajian ini, gandingan kod  ini  dicapai  melalui  penggunaan  MCNP  iaitu  neutronic  dan  TRIGLAV  kod  iaitu  termal  hidraulik.  Teras-15 RTP telah dimodelkan berdasarkan kod tersebut, lantaran itu, ia dapat menganalisis kritikal, analisis  kuasa  dan  neutron  fluks.  Konsistensi  dan  ketepatan  model  Teras-15  MCNP  dibandingkan  dengan hasil eksperimen kod TRIGLAV. Hasil kajian bagi kedua-dua kod ini dijangka sepadan dengan  hasil  eksperimen  yang  telah  dijalankan.  Teras-15  akan  mencapai  kritikal  bagi  penggunaan  66  bahan  api.  Hot  rod power  peaking  factor  yang  tertinggi  adalah  pada  nilai  1.28.  Hasil  keputusan  ini  boleh  digunakan bagi menunjukkan keboleh percayaan MCNP dan TRIGLAV kod.