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

Hartmann, Christoph Oliver

Abstract:

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. ... mehr

Abstract (englisch):

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. ... mehr


Volltext §
DOI: 10.5445/IR/1000069550
Cover der Publikation
Zugehörige Institution(en) am KIT Institut für Neutronenphysik und Reaktortechnik (INR)
Publikationstyp Hochschulschrift
Publikationsjahr 2016
Sprache Englisch
Identifikator urn:nbn:de:swb:90-695500
KITopen-ID: 1000069550
HGF-Programm 32.02.01 (POF III, LK 01) Sicherheitsanalysen: Anlagendynamik
Verlag Karlsruher Institut für Technologie (KIT)
Umfang X, 113 S.
Art der Arbeit Dissertation
Fakultät Fakultät für Maschinenbau (MACH)
Institut Institut für Neutronenphysik und Reaktortechnik (INR)
Prüfungsdatum 13.06.2016
Schlagwörter SCALE, PARCS, TRACE, Cross-section, BWR
Referent/Betreuer Stieglitz, R.
Macian-Juan, Prof. R.
KIT – Die Forschungsuniversität in der Helmholtz-Gemeinschaft
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