Advanced Methodology to Simulate Boiling Water Reactor Transient Using Coupled Thermal-Hydraulic/Neutron-Kinetic Codes

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. ... mehrDie 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.

Coupled Thermal-hydraulic/Neutron-kinetic (TH/NK) simulations of Boiling Water Reactor transients require well validated and accurate simulation tools. The generation of cross-section (XS) libraries, depending on the individual thermal-hydraulic state parameters, is of paramount importance for coupled simulations. Problem-dependent XS-sets for 3D core simulations are being generated mainly by well validated, fast running commercial and user-friendly lattice codes such as CASMO and HELIOS. In this dissertation a computational route, based on the lattice code SCALE6/TRITON, the cross-section interface GenPMAXS, the best-estimate thermal-hydraulic system code TRACE and the core simulator PARCS, for best-estimate simulations of Boiling Water (BWR) transients has been developed and validated. ... mehrThe computational route has been supplemented by a subsequent uncertainty and sensitivity study based on Monte Carlo sampling and propagation of the uncertainties of input parameters to the output (SUSA code).
The analysis of a single BWR fuel assembly depletion problem with PARCS using SCALE/TRITON cross-sections has been shown a good agreement with the results obtained with CASMO cross-section sets. However, to compensate the deficiencies of the interface program GenPMAXS, PYTHON scripts had to be developed to incorporate missing data, as the yields of Iodine, Xenon and Promethium, into the cross-section-data sets (PMAXS-format) generated by GenPMAXS from the SCALE/TRITON output. The results of the depletion analysis of a full BWR core with PARCS have indicated the importance of considering history effects, adequate modeling of the reflector region and the control rods, as the PARCS simulations for depleted fuel and all control rods inserted (ARI) differs significantly at the fuel assembly top and bottom. Systematic investigations with the coupled codes TRACE/PARCS have been performed to analyse the core behaviour at different thermal conditions using nuclear data (XS-sets) predicted by SCALE6/TRITON and CASMO. Thereby the coupled TRACE/PARCS simulations reproduced the single fuel assembly depletion and stand-alone PARCS results.
A turbine trip event, occurred at a BWR plant of type 72, has been investigated in detail using the cross-section libraries generated with SCALE/TRITON and CASMO. Thereby the evolution of the integral BWR parameters predicted by the coupled codes using cross-sections from SCALE/TRITON is very close to the global trends calculated using CASMO cross-sections. Further, to implement uncertainty quantifications, the PARCS reactor dynamic code was extended (uncertainty module) to facilitate the consideration of the uncertainty of neutron kinetic parameters in coupled TRACE/PARCS simulations. For a postulated pressure pertubation, an uncertainty and sensitivity study was performed using TRACE/PARCS and SUSA. The obtained results illustrated the capability of such methodologies which are still under development. Based on this analysis, the uncertainty band for key-parameters, e.g. reactivity, as well as the importance ranking of reactor kinetics parameters could be predicted and identified for this accident scenario.