Characterization of the neutron flux in beam tube B at the TRIGA reactor Vienna

Abstract

Beim TRIGA Mark 2 Reaktor des Atominstitutes der TU Wien handelt es sich um einen Forschungsreaktor, welcher seit 1962 in Betrieb ist und seither mit drei unterschiedlichen Brennstofftypen betrieben wurde. Der bis 2012 im Reaktorkern verwendete Brennstoff, der eine unterschiedliche Nuklidzusammensetzung aufgrund des Abbrandes aufwies, wurde zurück in die USA geschickt und der Kern mit neuem unverbrannten und einheitlichen Brennstoff bestückt. Diese Neubelegung des Kerns hat eine Auswirkung auf die Flussverteilung im Kern selbst, sowie dem Neutronenfluss in den umgliegenden Neutronenstrahlrohren. Ziel der nun folgenden Diplomarbeit war die Bestimmung der physikalischen Eigenschaften in einem der vorhandenen Strahlrohren mittels Monte Carlo Simulationen. Dazu wurde das Programm MCNP in der Version 6 verwendet. Ein bereits exisiterendes Modell des Reaktorkerns, sowie des Reaktortanks, in MCNP6 wurde um die Strahlrohre, der dazugehörnden thermische Säule und der Neutronen-Radiographieanlage erweitert. Nachdem auch die Schwerbetonaufbauten rund um diese Experimentiereinrichtungen im Modell berücksichtigt wurden, entstand somit ein Modell des gesamten Reaktors in MCNP6. Danach wurde der Neutronenfluss im Strahlrohr B mittels MCNP6 simuliert und die gewünschten Eigenschaften diese Flusses festgehalten. Diese Daten wurden danach mit bereits existierenden experimentellen Daten des Neutronenflusses verglichen, um somit die Funktionalität des MCNP Reaktormodels in den äußeren Bereichen des Reaktors zu validieren. Die Simulationsdaten zeigen eine befriedigende Übereinstimmungen zu den experimentellen Daten.

The TRIGA Mark 2 reactor at the Atominstitut in Vienna is a research reactor which has been operating since 1962 with three different fuel types. In 2012 the old, mixed core was shipped back to the US and a very low burned uniform core was installed. This core replacement has an effect on the neutron flux distribution in the core and the Beam Tubes. The purpose of this work is to determine the physical properties in one of the horizontal Beam Tubes through Monte Carlo simulations with the MCNP6 code package. To an already existing model of the reactor core and the aluminium water tank, the outer parts of the reactor (containing all horizontal Beam Tubes, the thermal and thermalizing column and the concrete shielding) are added with MCNP6 to create a geometric model of the whole reactor. Then the neutron flux in the Beam Tube B is simulated with MCNP6 and the requested properties are tallied. The results are then compared to existing experimental data, which were obtained by measurement of the neutron flux at three different points along the Beam Tube B. The aim of the comparison of simulated and experimental values is the validation of the present MCNP reactor model in the out of the core regions. The simulation of the neutron flux at these points showed a satisfactory agreement with the experimental data.