A COUPLED NEUTRONICS-THERMOHYDRAULICS MODEL OF THE HOMOGENEOUS SLOWPOKE REACTOR

Abstract

The Homogeneous SLOWPOKE reactor is intended as a replacement for the heterogeneous SLOWPOKE-2 reactors at universities, allowing the continuation of their teaching and research missions in neutron activation analysis and neutron radiography. The primary application of the Homogeneous SLOWPOKE reactor, however, is the production of radioisotopes for applications in industry and nuclear medicine. For the production of 99Mo and 99mTc, it was found that a network of about 15 Homogeneous SLOWPOKE reactors dispersed throughout North America can replace the National Research Universal (NRU) reactor which is nearing its service life. The design of the Homogeneous SLOWPOKE reactor is based on a liquid fuel core which enables these isotopes to be extracted more easily. The continuation of previous research requires the development of a model to account for the changing distributions of temperature and density in the core as a result of natural convection. This component of the development is needed to address safety-related issues arising from the non-rigid core configuration. The proposed method involves the development of a computer-aided engineering (CAE) tool to address the legacy geometry capabilities of the Monte Carlo n-Particle Transport Code (MCNP6), specifically to model a distribution of temperature and density in the core, and integrate MCNP functionality into a thermohydraulic model in COMSOL Multiphysics. With both programs linked, the heat source distribution may be continually updated as a core temperature profile develops. The neutronic modeling at the maximal temperature gradient resulted in an excess reactivity of 0.8mk higher than models using a uniform temperature distribution at the same average core temperature. Two thermohydraulic models are developed to judge the ability of natural convection to cool the core. In the absence of experimental data, neither model is expected to fully and accurately represent the heat transfer and coolant flow in the reactor core, but only estimate the upper and lower limits of the current design’s cooling capability. Laminar flow models estimating the lower limit resulted in a maximum thermal power of 2.5kW for an average core temperature of 60oC and the Low Reynolds Number k-Ɛ turbulence models resulted in a thermal power of 6.0kW for the same temperature.

Le réacteur nucléaire SLOWPOKE homogène est conçu pour remplacer les réacteurs SLOWPOKE-2 dans certaines universités, afin de permettre de poursuivre leurs missions d’enseignement et de recherche en analyse par activation neutronique et en radiographie neutronique. Cependant, la fonction première du réacteur SLOWPOKE homogène est la production de radioisotopes pour applications industrielles et en médecine nucléaire. Pour la seule production de 99Mo et de 99mTc, on a trouvé qu’environ 15 réacteurs SLOWPOKE homogènes dispersés en Amérique du Nord pouvaient remplacer le réacteur NRU dont la vie utile tire à la fin. Le design du réacteur SLOWPOKE homogène est basé sur un coeur à combustible liquide, ce qui facilite de beaucoup l’extraction de ces isotopes. La poursuite de la recherche en cours requiert le développement d’un modèle numérique qui tient compte des distributions changeantes de la température et de la densité résultant de la convection naturelle. Cette composante du développement est nécessaire pour répondre à des inquiétudes reliées à la sûreté et provenant de la nature non-rigide de la configuration du coeur du réacteur. La méthode proposée dans cette recherche implique le développement d’un outil d’ingénierie assistée par ordinateur pour mettre à l’épreuve le legs du code MCNP6 en matière de ses capacités géométriques, plus spécialement pour la modélisation de la distribution de la température et de la densité dans le coeur, et pour intégrer la fonctionalité de MCNP dans le modèle thermohydraulique de COMSOL Multiphysics. Avec les deux programmes reliés, la distribution des sources de chaleur peut être continuellement mise à jour alors que le profil de la température du coeur en régime permanent évolue. La modélisation neutronique pour un gradient maximal de la température du coeur prédit une réactivité excédentaire de 0.8mk plus élevée que celle prédite par un modèle basé sur une distribution de température uniforme ayant la même température moyenne. Deux modèles thermohydrauliques ont été développés afin de déterminer la capacité de la convection naturelle à refroidir le réacteur. En l’absence de données expérimentales, on ne s’attend pas à ce que l’un ou l’autre de ces modèles soit capable de représenter le transfert de chaleur et l’écoulement du caloporteur complètement et précisément. Ces modèles ne peuvent qu’estimer les limites supérieures et inférieures du système de refroidissement du design proposé du réacteur. Les modèles basés sur un écoulement laminaire et estimant la limite inférieure ont prédit une puissance thermique maximum de 2.5kW pour une température moyenne du coeur de 60oC. Les modèles dits « k-Ɛ » basés sur les écoulements turbulents ont résulté en une valeur de 6.0 kW pour la puissance d’un réacteur ayant une même température moyenne.