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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 d ... 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/TRIT ... mehr


Zugehörige Institution(en) am KIT Institut für Neutronenphysik und Reaktortechnik (INR)
Publikationstyp Hochschulschrift
Jahr 2016
Sprache Englisch
Identifikator DOI(KIT): 10.5445/IR/1000069550
URN: urn:nbn:de:swb:90-695500
KITopen ID: 1000069550
Verlag Karlsruhe
Umfang X, 113 S.
Abschlussart Dissertation
Fakultät Fakultät für Maschinenbau (MACH)
Institut Institut für Neutronenphysik und Reaktortechnik (INR)
Prüfungsdatum 13.06.2016
Referent/Betreuer Prof. R. Stieglitz (KIT), Prof.R. Macian-Juan (TU München)
Schlagworte SCALE, PARCS, TRACE, Cross-section, BWR
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