Decay heat calculations on LWR assemblies

Putranto, Alfonsus Rahmadi (author), Snoj, Luka (mentor), Giot, Lydie (comentor), Suikkanen, Heikki (comentor)

This thesis extends the study of decay heat calculations in SUBATECH Laboratory focusing on the validation and verification in decay heat calculations in light water reactor assembly, presenting a decay heat calculation benchmark performed with the Serpent 2 Monte Carlo code and the ENDF/B-VII.1 nuclear data library, based on decay heat measurements re-evaluated at the Clab facility reported by EPRI and SKB. Automated framework to generate Serpent2 inputs from the EPRI report is developed, along with documentation of the differences identified in this re-evaluation of the SKB report. A key finding is that the EPRI nominal fuel density overpredicts decay heat by more than $4\sigma_E$, necessitating an assembly-specific effective density for accurate simulation. The statistics and modeling approaches are considered based on the calculation on F14 assembly of Ringhals 2. The reference modeling approach employs 5·10$^6$ neutrons with uniform pin-cell modeling and void as the gap-filling material, simulated using Doppler broadening rejection correction with reflective boundary condition. Decay heat calculation results on PWR assemblies are analyzed based on two metrics: the calculated-to-experimental ratio, $C/E$, and normalized bias, $(C-E)/\sigma_E$. These metrics are necessary but not sufficient for rigorous assessment, which requires propagating nuclear data and technological uncertainties. This falls outside the scope of the present thesis. First study of decay heat caculations on boiling water reactor assembly from Oskarshamn 3 is also performed. The results from this study have underprediction tendency compared to the measured decay heat, obtaining $C/E \pm 1\sigma$ of $0.9984 \pm 0.0079$ and $(C-E)/\sigma_E \pm 1\sigma$ of $-0.13 \pm 0.70$ for Ringhals 2 and $C/E \pm 1\sigma$ of $0.999 \pm 0.014$ and $(C-E)/\sigma_E \pm 1\sigma$ of $-0.22 \pm 0.99$ for Ringhals 3. Effects of void fraction on calculated decay heat in BWR assembly is also observed.

• Language: English
• Keywords: decay heat, spent nuclear fuel, Monte Carlo, Light water reactors, Clab
• Work type: Master's thesis/paper
• Typology: 2.09 - Master's Thesis
• Organization: FMF - Faculty of Mathematics and Physics
• Year: 2026
• PID: 20.500.12556/RUL-188069
• COBISS.SI-ID: 291640323
• Publication date in RUL: 18.09.2026

Secondary language

• Language: Slovenian
• Title: Izračuni razpadne toplote v gorivnih sklopih lahkovodnih reaktorjev

Abstract

To magistrsko delo nadgrajuje raziskavo izračunov razpadne toplote v laboratoriju SUBATECH, pri čemer se osredotoča na validacijo in verifikacijo izračunov razpadne toplote v sklopu lahkovodnega reaktorja ter predstavlja primerjalno analizo izračunov razpadne toplote, izvedeno s programom Monte Carlo Serpent 2 in knjižnico jedrskih podatkov ENDF/B-VII.1, ki temelji na ponovno ovrednotenih meritvah razpadne toplote v objektu Clab, o katerih sta poročala EPRI in SKB. Razvit je bil avtomatiziran okvir za generiranje vhodnih podatkov za program Serpent2 iz poročila EPRI, skupaj z dokumentacijo o razlikah, ugotovljenih pri tej ponovni oceni poročila SKB. Ključna ugotovitev je, da nominalna gostota goriva po EPRI precenjuje toploto razpada za več kot $4\sigma_E$, kar za natančno simulacijo zahteva uporabo efektivne gostote, prilagojene posameznemu sklopu. Na podlagi izračunov za gorivni sklop F14 v jedrski elektrarni Ringhals 2 so obravnavani statistični in modelirni pristopi. Referenčni modelirni pristop uporablja 5·10$^6$ nevtronov z enotnim modeliranjem palic in celic ter praznino kot materialom za zapolnjevanje vrzeli, simuliranim z upoštevanjem korekcije za Dopplerjevo širjenje z odbojno mejno pogojem. Rezultati izračunov razpadne toplote za gorivne sklope PWR se analizirajo na podlagi dveh meril: razmerja med izračunano in eksperimentalno vrednostjo, $C/E$, ter normaliziranega odstopanja, $(C-E)/\sigma_E$. Ti kazalniki so nujni, vendar nezadostni za strogo oceno, ki zahteva upoštevanje jedrskih podatkov in tehnoloških negotovosti. To presega obseg te magistrske delo. Izvedena je bila tudi prva študija izračunov razpadne toplote za gorivni sklop reaktorja z vrelo vodo v Oskarshamnu 3. Rezultati te študije kažejo težnjo k podcenjevanju v primerjavi z izmerjeno toploto razpada, saj so za Ringhals 2 dobili $C/E \pm 1\sigma$ v vrednosti $0,9984 \pm 0,0079$ in $(C-E)/\sigma_E \pm 1\sigma$ v vrednosti $-0,13 \pm 0,70$, ter $C/E \pm 1\sigma$ v vrednosti $0,999 \pm 0,014$ ter $(C-E)/\sigma_E \pm 1\sigma$ v vrednosti $-0,22 \pm 0,99$ za Ringhals 3. Opazni so tudi vplivi deleža praznin na izračunano toploto razpada v sklopu BWR.

• Keywords: razpadna toplota, zgorelo jedrsko gorivo, Monte Carlo, lahkovodni reaktorji, Clab