Advanced Methodology to Simulate Boiling Water Reactor Transient Using Coupled Thermal-Hydraulic/Neutron-Kinetic Codes
Creators: name: Hartmann, Christoph Oliver
Publisher: name: Karlsruhe
Year: 2016
Subjects: SCALE
PARCS
TRACE
Cross-section
BWR

description: Gekoppelte Thermohydraulik/Neutronenkinetik (TH/NK) Simulationen von Siedewasser-reaktor Transienten erfordern gut validierte und präzise Simulationswerkzeuge. Die Erzeugung der Wirkungsquerschnitte (XS), abhängig von individuellen thermohydraulischen Zustandsparameter, ist von größter Bedeutung für gekoppelte Simulationen. Problemabhängige XS-Sets für 3D-Kern Simulationen werden hauptsächlich von gut validierten, schnell laufenden kommerziellen und benutzerfreundlich Zellcodes wie CASMO und HELIOS erzeugt. In dieser Arbeit soll eine Berechnungsmethode, basierend auf dem Zellcode SCALE6/TRITON, dem XS Interface GenPMAXS, dem „Best-Estimate“ (BE) Systemcode TRACE und dem Kernsimulator PARCS für die Analyse von Siedewasserreaktor (SWR) Transienten vorgestellt werden. Die Rechenroutine ist durch eine weitere Unsicherheit und Sensitivitätsanalyse, basierend auf Monte Carlo Zufallsvariablen und der Fortpflanzung der Unsicherheiten von Eingabeparametern bis zur Ausgabe (SUSA Code) ergänzt.
Die Untersuchung mit PARCS von Abbrandrechnungen eines einzelnen Brennelementes mit von SCALE/TRITON erzeugten XS zeigt eine gute Übereinstimmung mit den Ergebnissen mit den XS von CASMO. Um jedoch Defizite des Interface Programms GenPMAXS zu kompensieren, wurden Python-Skripte entwickelt, um fehlende Daten zu integrieren, z.B. die Ausbeuten an Jod, Xenon und Promethium in die aus der SCALE/TRITON Ausgabe von GenPMAXS generierten XS Datensätze (PMAXS-Format). Die Ergebnisse der Abbrandrechnungen eines ganzen SWR-Kerns zeigen die Wichtigkeit von Abbrandhistorien, adäquater Modellierung der Reflektorregionen und der Kontrollstäbe, da die PARCS Simulationen für abgebrannten Brennstoff und mit allen eingeführten Kontrollstäben an der Brennelementspitze und dem Brennelementende erheblich abweichen. Systematische Untersuchungen mit den gekoppelten Codes TRACE/PARCS wurden durchgeführt, um das Kern Verhalten bei verschiedenen thermischen Bedingungen mit den von SCALE6/TRITON und CASMO erstellten XS-Sets zu analysieren. Dabei geben die gekoppelten Rechnungen mit TRACE/PARCS die Ergebnisse der einzelnen Brennelementabbrandrechnung und der PARCS Rechnungen wieder. Eine Turbinenschnellabschaltung (TUSA), welche in einem SWR Typ-72 auftrat, wurde unter Verwendung der Wirkungsquerschnittsbibliotheken von SCALE/TRITON und CASMO im Detail untersucht. Dabei ist die Entwicklung der integralen SWR-Parameter, welche durch die gekoppelten Codes mit den XS von SCALE/TRITON bestimmt wurden sehr nah an den globalen Trends berechnet mit den CASMO XS. Weiter wurde der reaktordynamische Code PARCS erweitert (Unsicherheitsmodul), um die Berücksichtigung der Unsicherheiten der neutronenkinetischen Parameter in gekoppelten TRACE/PARCS Simulationen zu erleichtern. Für einen postulierten Druckstoß wurden eine Unsicherheit und Sensitivitätsanalyse mit TRACE/PARCS und SUSA durchgeführt. Die erhaltenen Ergebnisse zeigen die Fähigkeit solcher Methoden, die sich noch in der Entwicklung befinden. Basierend auf diesen Analysen konnte das Unsicherheitsband für Schlüsselparameter, wie z.B. Reaktivität, sowie die Bedeutung der neutronenkinetischen Parameter für diese Unfallszenarien bestimmt und identifiziert werden.