Development of a Coupled Neutronics/Thermal-Hydraulics/Fuel Thermo-Mechanics Multiphysics Tool for Best-Estimate PWR Core Simulations
Creators: name: Basualdo Perelló, Joaquín Rubén
Publisher: name: Karlsruhe
Year: 2020
Subjects: Multiphyisics coupling
Neutronics/Thermal-Hydraulics/Fuel Thermo-Mechanics Coupling
PWR core best estimate simulation

description: Eine detaillierte Analyse des Reaktorkernverhaltens muss die gegenseitige Wechselwirkung von neutronischen, thermohydraulischen und thermomechanischen EIgenschaften des Kerns berücksichtigen. In den letzten zehn Jahren haben sich neutronisch/thermohydraulisch gekoppelte Simulationen zu einem Standard für die Berechnung des Betriebsverhaltens von Reaktorkernen weiterentwickelt. Der Einfluss des thermomechanischen Brennstoffverhaltens auf die Ergebnisse der Reaktorkernsimulationen ist jedoch bisher noch nicht gut untersucht worden und wird erst seit einigen Jahren analysiert. Die Leitfähigkeit des Spalts zwischen Brennstoff und Hüllrohr und die Wärmeleitfähigkeit des Brennstoffs können nur durch einen thermomechanischen Code genau modelliert werden. Diese Größen variieren in einem großen Bereich während der Lebensdauer der Brennstäbe im Reaktor. Darüber hinaus beeinflussen diese Eigenschaften direkt die Berechnung der Brennstoff- und Kühlmitteltemperatur, und daher ist ihre korrekte Vorhersage in einer Best-Estimate-Simulation von Bedeutung. Diese Doktorarbeit beschreibt die Entwicklung eines multiphysikalischen Werkzeugs, das einen Neutronen-, einen Thermohydraulik- und einen Brennstoff-Thermomechanik-Code koppelt. Die Fähigkeit dieses Werkzeugs, die bestrahlungsabhängigen thermomechanischen Eigenschaften zu modellieren, ermöglicht eine genauere Beschreibung der Betriebseigenschaften eines Reaktorkerns. Die Verifikations- und Validierungsarbeiten, die durchgeführt wurden, um die erhöhte Vorhersagegenauigkeit und Leistung des neuen Multiphysik-Tools zu demonstrieren, werden vorgestellt.Insbesondere wird die Analyse von Reaktivitätsstörfallen (RIA) für einen Vollkern-DWR diskutiert. Bei diesem Auslegungsstörfall müssen Sicherheitskriterien wie z. B. zusätzliche Enthalpie nachgewiesen werden, um die gesetzlichen Anforderungen zu erfüllen. Diese Untersuchung hat im Vergleich zu den Ergebnissen traditioneller Methoden einen signifikanten Einfluss auf die Vorhersage sicherheitsrelevanter Parameter mit dem neuen multiphysikalischen Werkzeug gezeigt. Sie zeigt auch die Bedeutung der Berück-sichtigung der Thermomechanik des Brennstoffs bei Best-Estimate-Simulationen. Große lokale Temperaturabweichungen in den Brennstoffzentraltemperaturen in einer Simulation bei Volllast und ein signifikanter Anstieg in der Vorhersage der Leistungsspitze in einer heißen Nullleistungs-RIA-Transiente sowie ein Anstieg in der vorhergesagten Enthalpie des zugesetzten Brennstoffs werden bei Verwendung des neu entwickelten gekoppelten Codes PARCS-SUBCHANFLOW-TRANSURANUS gefunden. Neben dem Hauptthema der Arbeit wurde eine Methodik zur Vorhersage von thermo-hydraulischen lokalen Sicherheitsparametern unter Ausnutzung der Neutronik/Unterkanal-Thermohydraulik-Kopplung implementiert. Die Implementierung wurde mit einer Monte-Carlo/Unterkanal-Lösung höherer Ordnung verglichen, die einen Unterschied von weniger als 2% bei der Leistungsvorhersage in den meisten Bereichen zeigte. Außerdem ist die erforderliche Berechnungszeit bei ähnlicher Genauigkeit um Größenordnungen kleiner. Diese Fähigkeit hat das Potenzial, in Zukunft durch Hinzufügen einer gekoppelten thermo-mechanischen Analyse auch auf Subkanalebene erweitert zu werden. Die durchgeführten Analysen, die durch die gekoppelte Simulation von Neutronik, Thermo-hydraulik und Brennnadelmechanik ermöglicht wurden, haben gezeigt, wie wichtig ein solcher ganzheitlicher Ansatz ist. Er ermöglicht die Berücksichtigung der bestrahlungs-abhängigen thermo-mechanischen Parameter in der Kernsimulation. Das neu entwickelte Werkzeug, das gekoppelte PARCS-SUBCHANFLOW-TRANSURANUS Simulationen durchführt, ebnet den Weg für die zukünftige Best-Estimate-Analyse von Kernreaktorkernen.