NEUTRON FLUX AND TEMPERATURE ANALYSIS OF THE SLOWPOKE-2 AND ASSOCIATED CFD MODEL

Abstract

The SLOWPOKE-2 reactor at the Royal Military College (RMC) of Canada, has recently undergone refuelling, providing a unique opportunity to investigate core behaviour before and after refuelling. By investigating the temperature differences between the two cores, the energy difference between the two cores is estimated. Furthermore, a sensitivity analysis into the temperature probes in the system reports the uncertainty of these measurements and indicates low power outlet temperature data to have the least error. Currently, the SLOWPOKE-2 thermal power is estimated by scaling neutron flux data based on an initial calibration during construction that has substantial measurement uncertainties. In order to determine thermal power of the reactor based on measurable operating parameters computational fluid dynamic (CFD) models of the system have been constructed. These models aim to reduce the error and verify the current reported thermal power of the reactor. This accurate thermal output determination in tandem with neutron flux data from various detectors around the reactor should allow enhanced fuel monitoring in the SLOWPOKE-2. This thesis has an application for remote monitoring of reactor power and fissile material of small modular reactors (SMR) and may provide an additional safeguard against nuclear material proliferation.

Le réacteur SLOWPOKE-2 au Collège militaire royal su Canada (CMR) a récemment reçu une recharge en combustible, ce qui a fourni une occasion unique d’étudier le comportement du cœur du réacteur avant et après la recharge. On a estimé la différence de l’énergie entre les deux cœurs en déterminant leur différence de température. De plus, une analyse de sensibilité des sondes de température dans le système rapporte l’incertitude de ces mesures et indique que les données de la température de la sortie à basse puissance sont les plus précises. Présentement, on estime la puissance thermique du réacteur SLOWPOKE-2 à partir d’un facteur de proportionnalité appliqué aux mesures du flux neutronique sur la base d’une calibration initiale effectuée durant la construction du réacteur et qui exhibe une incertitude importante. Afin de déterminer la puissance thermique du réacteur sur la base de paramètres opérationnels mesurables, des modèles de Dynamique Numérique des Fluides (DNF) du système ont été construits. Ces modèles visent à réduire l’erreur et à vérifier la puissance thermique du réacteur telle que rapportée couramment. Cette détermination précise de la puissance thermique, de concert avec les données du flux neutronique provenant des divers détecteurs autour du réacteur, devrait permettre une surveillance accrue du combustible dans le réacteur SLOWPOKE-2. Cette thèse comprend une application pour la surveillance à distance de la puissance du réacteur et des matériaux fissiles des petits réacteurs modulaires (PRM), et peut fournir une garantie de sécurité additionnelle contre la prolifération des matériaux nucléaires.