(GRS-826) MOUSSAKA Moderne Unsicherheits- und Sensitivitätsanalysen sowie Kernreaktoranalysen

Förderkennzeichen RS1601

Im BMUKN-Forschungsvorhaben RS1601 „MOUSSAKA – Moderne Unsicherheits- und Sensitivitätsanalysen sowie Kernreaktoranalysen“ wurden Neu- und Weiterentwicklungen, Validierungen und Anwendungen von reaktorphysikalischen Berechnungsverfahren sowie von Methoden zu Unsicherheits- und Sensitivitätsanalysen bezüglich nuklearer Wirkungsquerschnittsdaten durchgeführt. Das Vorhaben war thematisch dreigeteilt. Der erste Teil umfasste Arbeiten am GRS-Kernsimulator KMACS zur Verbesserung der Kernsimulator-Rechnungen von DWR westlicher und russischer Bauart sowie von LW-SMR. Zudem wurde der GRS-Neutronenkinetikcode FENNECS an KMACS angebunden und zur Durchführung gekoppelter Ganzkernrechnungen mit ATHLET erfolgreich erprobt.

Im zweiten Teil wurden zunächst die Wirkungsquerschnittsbibliotheken ENDF/B-VII.1, ENDF/B-VIII.0, JEFF-3.1.2, JEFF-3.2 und JEFF-3.3 für Neutronentransportrechnungen von Reaktorsystemen mit einem thermischen Neutronenspektrum, z. B. Leichtwasserreaktoren, sowie von Reaktorsystemen mit einem schnellen Neutronenspektrum, z. B. Flüssigmetall-gekühlte Reaktoren, getestet. Die GRS-Methode XSUSA zur Unsicherheits- und Sensitivitätsanalyse neutronenphysikalischer Berechnungen unter dem Einfluss von Unsicherheiten von Wirkungsquerschnittsdaten wurde um die stichprobenbasierte Variation von Wirkungsquerschnittsdaten in kontinuierlicher Energiedarstellung erweitert. Dies ermöglicht die Anwendung von U/S-Analysen auf mit dem Monte-Carlo Code Serpent 2 durchgeführte Neutronentransportrechnungen. Darüber hinaus wurde XSUSA in Kombination mit linearer Regressionsanalyse angewendet, um bei der Sensitivitätsanalyse Hauptbeiträge zur Unsicherheit zu ermitteln, die in ihrer Interpretation gleich denen aus dem Code TSUNAMI des SCALE-Programmpakets sind, das auf deterministischer linearer Störungstheorie basiert.

Der dritte Teil umfasste die Berechnung von homogenisierten Weniggruppen-Wirkungsquerschnitten mittels Monte-Carlo-Ganzkernrechnungen mit Serpent 2 zur anschließenden Verwendung in stationären und transienten Neutronendiffusionsrechnungen. Zur Verbesserung des resultierenden Neutronenmultiplikationsfaktors und der Leistungsverteilung wurden in den Neutronendiffusionsrechnungen zusätzlich Diskontinuitätsfaktoren verwendet. Um diese in einer Vorausrechnung auf Basis der Weniggruppen-Wirkungsquerschnitte zu ermitteln, wurde eine vereinfachte Variante des Diffusionslösers implementiert.