(GRS-528) Weiterentwicklung moderner Verfahren im Bereich Abbrandberechnung

Der vorliegende Bericht dokumentiert die im Vorhaben RS1542 „Weiterentwicklung moderner Verfahren im Bereich Abbrandberechnung“ durchgeführten Arbeiten und erreichten Forschungs- und Entwicklungsziele. Das übergeordnete Ziel des Vorhabens war die Weiterentwicklung des GRS-eigenen Programms zur Abbrandberechnung MOTIVE und dessen Validierung anhand der Nachrechnung von Nachbestrahlungsanalyseproben. Weiterhin wurden vertiefte Untersuchungen im Bereich der Unsicherheits- und Sensitivitätsanalyse für Abbrandberechnungen insbesondere für Systeme mit schnellem Neutronenspektrum durchgeführt. Im Rahmen dieser Arbeiten wurde eine Auswahl der in der Datenbank SFCOMPO 2.0 der OECD/NEA gesammelten frei verfügbaren radiochemischen Analyseproben aus kommerziellen Druckwasser- und Siedewasserreaktoren mit MOTIVE nachgerechnet. Zur Validierung von MOTIVE wurden die hierbei erzielten Ergebnisse der insgesamt 74 nachgerechneten Analyseproben eingehend analysiert und ausgewertet. In MOTIVE wurden verschiedene Maßnahmen umgesetzt, um Möglichkeiten zur unabhängigen Überprüfung der Rechenergebnisse bereitzustellen. Hierzu zählen die Anbindung eines alternativen Programms zu Neutronenflussberechnung und die Bereitstellung zusätzlicher Wirkungsquerschnittsbibliotheken auf Basis unterschiedlicher Evaluationen. Die Kopplung zwischen Neutronentransport und Nuklidinventarberechnung wurde durch die Integration verschiedener sogenannter Predictor-Corrector-Verfahren verbessert. Zusätzlich erfolgten verschiedene Funktionserweiterungen im Programm insbesondere bei der Berechnung von Materialeigenschaften wie der Moderatordichte und Brennstofftemperatur. Im Bereich der Unsicherheits- und Sensitivitätsanalyse wurden systematische Untersuchungen für zwei unterschiedliche Brennelementtypen im Bereich der Systeme mit schnellem Neutronenspektrum durchgeführt. Außerdem erfolgten Untersuchungen zum Einfluss von Korrelationen in den Unsicherheiten der Spaltproduktausbeuten auf das Ergebnis von Abbrandberechnungen und eine Analyse der Eignung der TENDL-Bibliothek für die Abbrandberechnung. Im Rahmen des “Coordinated Research Project (CRP) on High Temperature Gas-Cooled Reactor (HTGR) Uncertainty Analysis in Modeling (UAM)” der IAEA wurden Neutronentransportrechnungen und zugehörige Unsicherheitsanalysen für verschiedene Typen von HTR-Reaktorkonzepten durchgeführt.