Multi-scale, coupled reactor physics - thermal-hydraulics system and applications to the HPLWR 3 pass core [Elektronische Ressource] / von Lanfranco Monti

Lanfranco Monti

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• Publié par: karlsruher_institut_fur_technologie
• Publié le: 01 janvier 2009
• Nombre de lectures: 55
• Langue: Deutsch
• Poids de l'ouvrage: 11 Mo

Extrait

Multi-scale, coupled Reactor
Physics / Thermal-Hydraulics system and
applications to the HPLWR 3 Pass Core
Zur Erlangung des akademischen Grades
Doktor der Ingenieurwissenschaften
der Fakultät für Maschinenbau
Universität Karlsruhe (TH)
genehmigte
Dissertation
von
Ing. Lanfranco Monti
aus Bologna (Italien)
Tag der mündlichen Prüfung: 9. November 2009
Hauptreferent: Prof. Dr.-Ing. Thomas Schulenberg
Forschungszentrum Karlsruhe
Institut für Kern- und Energietechnik
Korreferent: Prof. Dr.-Ing. Xu Cheng
Universität Karlsruhe
Institut für Fusionstechnologie und
Reaktortechniki
To my family
Carlotta, Francesca, Carlaii
Zusammenfassung
Die innovativen Reaktorkonzepte, die gegenwärtig im Rahmen des Generation IV Internation-
al Forum entwickelt werden, haben teilweise Eigenschaften, die sich signifikant von denen
existierender Reaktoren unterscheiden. Der Stand der Technik für die Auslegung und die Sicher-
heitsanalysen ist daher nicht mehr vollständig ausreichend und neue Hilfsmittel werden benötigt.
Der High Performance Light Water Reactor (HPLWR) ist ein Beispiel für solch ein Generation
IV Konzept und benötigt fortschrittliche Analyse Programme. Der Reaktor hat ein thermisches
Neutronenspektrum und der Kern wird mit überkritischem Wasser gekühlt und moderiert. Die
Aufheizung erfolgt in drei Stufen jeweils mit einer Zwischenvermischung des Kühlmittels. Durch
die Wärmezufuhr der Aufwärmung verringert sich die Dichte des überkritischen Wassers stark.
Deshalb kann die Rückwirkung der Reaktorphysik auf die Thermo-Hydraulik nicht vernachlässigt
werden. Die Verteilung der Kühlmitteldichte im Kern verändert sich gemäß der Reaktivität und
Verlustwahrscheinlichkeit der Neutronen in den verschieden Zonen des Kerns, während die
unterschiedlichen Brennstofftemperaturen und entsprechend der Doppler-Effekt zunimmt, was in
einer dreidimensionalen Rückkopplung resultiert, die die Leistungsverteilung im Kern verändert.
Die stationären Betriebsbedingungen können nur mit einer Koppelung von Reaktorphysik und
Thermohydraulik simuliert werden, so dass neue Hilfsprogramme entwickelt werden müssen.
Die gekoppelte neutronische/thermohydraulische Analyse wird mit eigenständigen Program-
men durchgeführt, die nur die entsprechenden Daten miteinander austauschen. Die geplanten
stationären Untersuchungen benötigen keine Festlegung des Zeitschrittes. Eine iterative Prozedur,
in der die Programme parallel laufen, wurde ausgewählt, um die Kopplung zu ermöglichen.
Die in dieser Arbeit vorgestellte Programmschnittstelle wurde in der Programmiersprache Perl
geschrieben und dient dem Datenaustausch und der Vorbereitung der Eingabedatei, so dass die
iterative Prozedur automatisch ablaufen kann. Die gewählte Programmiersprache ermöglicht eine
einfache und flexible Nutzung der Programme, die entsprechend den spezifischen Anforderungen
ausgewählt wurden und ausgetauscht werden können, um andere Geometrien des HPLWR oder
andere Reaktorkonzepte zu untersuchen. Der untersuchte Reaktorkern benötigt 3D Modelle,
die für die ausgewählten eigenständigen Programme entwickelt wurden. Der Quellcode der
benutzen Hilfsprogramme wurde hinsichtlich der vorgesehenen Verwendung überprüft und die
Simulationsergebnisse der einzelnen Tools wurde mit denen anderer Programme verglichen.
Nach dem Test der Kopplung wurde ein Ansatz ausgewählt, der Ergebnisse für den kompletten
Kern liefert. Die gekoppelte Analyse basiert auf einer Auflösung jedes Brennelements im Kern.
Die starken Gradienten des Neutronenflusses im Kern zusammen mit den nicht unerheblichen
Veränderungen der Stoffeigenschaften des Wassers während der Aufheizung, erfordern eine
genauere Betrachtung als die gemittelte Analyse. Daher wurde der gesamte Kern unterkanalweise
aufgelöst. Die Randbedingungen wurden aus der gekoppelten Rechnung verwendet. Dafür wurde
die Brennstableistung aus der homogenen Leistungsverteilung rekonstruiert. Die Ergebnisse der
Unterkanal-Analyse sind konsistent mit der gemittelten Analyse, liefern jedoch darüber hinaus
lokale Hüllrohr- und Brennstofftemperaturen.
Die erbrachten Ergebnisse erscheinen physikalisch sinnvoll und wurden nach bestem Inge-
nieurverständnis bewertet. Es fehlt jedoc ein abschließender Vergleich mit Experimenten. Die
getroffenen Vereinfachungen und Grenzen der Modellierung wurden diskutiert.
Die Ergebnisse zeigen einen neuen Detaillierungsgrad für die Kernauslegung und verringen
erheblich die Anzahl der nötigen Annahmen, die im Vorfeld getroffen werden müssen und
verbessern dadurch ganz wesentlich die Qualität und Zuverlässigkeit der Auslegungsrechnungen
für das untersuchte HPLWR-Konzept.iii
Abstract
Innovative reactor concepts, currently under investigation within the Generation IV Interna-
tional Forum, present features which may differ significantly from those of existing reactors and
may go beyond the current state-of-the-art approach used for design and safety investigations
requiring to develop new analyses tools.
The High Performance Light Water Reactor (HPLWR) is an example of such a Generation
IV reactor concept with additional requirements for advanced analyses tools; it is a thermal
spectrum nuclear reactor cooled and moderated with light water operated at supercritical pressure.
The pronounced water density reduction with the heat up, together with the multi-pass core
design, results in a pronounced coupling between reactor physics and thermal-hydraulics core
analyses which can not be neglected. The water density distribution within the core changes
appreciably the reactivity and the leakage probability of the different core regions while the
fuel temperature variations, and the associated actinides resonance broadening, results in 3D
feedbacks distribution which modifies the power generation within the core. The steady state
operative condition can be predicted only with coupled reactor physics / thermal-hydraulics
analyses requiring the development of a new computational system.
The coupled reactor physics / thermal-hydraulics analysis has been addressed using available
stand-alone codes and expressing the coupling via data exchange among them. The envisioned
steady state investigations do not raise any question on the time step selection, and an iterative
procedure, in which the codes are run in series, has been chosen to achieve the coupling. The
developed code-to-code interfaces, written in Perl language, are devoted to data extraction
and input file preparation, they enable automation of the iterative procedure. The selected
programming language allows simplicity and high flexibility of these code interfaces which have
problem dependencies but can be easily modified to apply this system to a different HPLWR
design or even to other reactor concepts. The multi-pass core design demands 3D models which
have been built for the available stand-alone codes. The selected tools have been checked for the
current applications by means of code-to-code comparison and inspection of the source code.
After the initial testing of the coupled system, an approach to carry out whole core coupled
analysis has been proposed and successfully applied obtaining promising results. These
analyses are based on a fuel assembly wise spatial representation of the core.
The pronounced neutron flux gradients within the multi-pass core, together with the consid-
erable changes in water properties with the heat up, challenges the accuracy of these average
values obtained with the coupled system and hence the whole core has been investigated at
sub-channel resolution extracting the boundary conditions from the predicted operative condition.
A pin-power reconstruction technique has been introduced to produce reliable input data for
the sub-channel investigations. These results are consistent with those obtained by the previous
coupled analyses and allow to predict local clad and fuel temperatures.
Physically sound trends have been observed and the results have been analyzed applying
engineering judgment, nonetheless the remaining uncertainty of the results, which is affected
by the discussed simplifications and limitations of the modeling, has not been verified against
experimental data and additional qualification of the coupled system would be needed.
The obtained results represent a new quality in core analyses which drastically reduces the
number of a priori assumptions involved in previous core analyses taking into consideration
several multi-physics, multi-scale effects.v
Acknowledgment
The high number of people I would like to thank for their support, advice and useful discussion
is an evidence of how lucky I was in my experience within the Forschungzentrum Karlsruhe.
First of all, I would like to thank Professor Thomas Schulenberg, director of the Institute
for Nuclear and Energy Technologies (IKET), for having accepted me as a PhD candidate in
his Institute and allowing me to join the HPLWR European Project. I wish to thank him for his
attention and continuous guidance during my three year research at the Institute.
I am also very grateful to Dr. Jörg Starflinger, my group