Advanced High-Fidelity Reactor Simulators Based on Neutron Transport and Subchannel Methodologies

Die Genauigkeit heutiger Standardrechenprogramme zur Simulation von Kernreaktoren ist aufgrund ihrer geringen räumlichen und energetischen Auflösung sowie der Verwendung von Näherungen niedriger Ordnung der Neutronentransportgleichung begrenzt. Die nächste Generation derartiger Rechenprogramme, die sich im Moment in der Entwicklung befindet, lässt sich in zwei Typen unterteilen: Programme, die Kernbrennstäbe räumlich homogenisieren, und solche, die Geometrie und Materialien der Brennstäbe im Detail darstellen. Im Rahmen dieser Arbeit ist je ein Programm pro Typ entwickelt worden, das auslegungsrelevante Transienten von Druckwasserreaktoren (DWR) mit hoher räumlicher, energetischer und zeitlicher Auflösung berechnet.
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Um einzelne Brennstäbe räumlich vollständig zu erfassen, ist das Unterkanal Thermohydraulik Programm SUBCHANFLOW in das Monte Carlo Neutronentransport Programm Serpent 2 integriert worden. Zur homogenisierten Darstellung der Brennstäbe wurde das Programm DYNSUB in eine voll funktionsfähige Version weiterentwickelt. Da DYNSUB anders als Serpent2/SUBCHANFLOW im Voraus berechnete Tabellen effektiver makroskopischer Wirkungsquerschnitte benötigt, wurde eine Prozedur zur Erstellung mehrdimensionaler Wirkungsquerschnittstabellen für DYNSUB erarbeitet. Diese Tabellen können Homogenisierungskorrekturen enthalten. Die Prozedur erlaubt die Verwendung des Standardprogramms der U.S. NRC SCALE/TRITON oder des sich in Entwicklung befindenden Serpent 2 als Spektralrechenprogramm.
Für beide Rechenprogramme sind sowohl die ursprünglichen, eigenständigen Programmbestandteile als auch ihre Kopplung verifiziert und validiert worden. Durch die Arbeiten konnte der Nachweis der Zuverlässigkeit für beide Programme erbracht werden. Zunächst ist hierfür das Neutronentransportmodel von Serpent 2 mit Hilfe der kritischen Experimente VENUS-1 und VENUS-2 validiert worden, die moderne DWRs darstellen. Danach ist die Kopplung von Serpent 2 und SUBCHANFLOW durch einen Vergleich mit den verwandten Rechenprogrammen TRIPOLI4/SUBCHANFLOW und MCNP5/SUBCHANFLOW verifiziert worden. Außerdem ist gezeigt worden, dass Serpent 2/SUBCHANFLOW in der Lage ist, die Nullleistungsexperimente des BEA VRS Benchmarks mit hoher Genauigkeit nachzurechnen. DYNSUB wurde seinerseits verwendet, um Szenarien aus internationalen Benchmarks zum Ausfall einer Hauptkühlmittelpumpe, zum Auswurf eines Steuerelements, zur Verdünnung der Borkonzentration und zum Bruch einer Frischdampfleitung zu untersuchen. Da DYNSUB diese Auslegungsstörfälle mit einer mit anderen Benchmark Teilnehmern vergleichbaren Genauigkeit berechnete, ist DYNSUBs volle
Funktionsfähigkeit nachgewiesen worden. Durch das Analysieren der Special Power Excursion Reactor Test III Experimente zum Steuerelementauswurf mit DYNSUB und Serpent 2 als seinem Spektralrechenprogramm konnte einerseits DYNSUB für die Berechnung von Steuerelementauswurf sowie anderen Störfällen mit Reaktivitätszufuhr validiert werden. Andererseits konnte erstmalig gezeigt werden, dass Serpent 2s Methoden zur Berechnung von homogenisierten Wirkungsquerschnitten in wenigen Energiegruppen auch für die Simulation von stationären Vollleistungszuständen und Störfällen mit Reaktivitätszufuhr geeignet sind. Bisherige V erifizierungs- und V alidierungsarbeiten für mit Serpent 2 erzeugte Wirkungsquerschnittstabellen waren auf stationäre Nullleistungszustände beschränkt. Zum Abschluss ist gezeigt worden, dass sowohl DYNSUB als auch Serpent 2/SUBCHANFLOW verwendet werden können, um realistische, industrienahe Probleme mit einer Brennstab/Unterkanal-Auflösung zu simulieren. Hierzu wurde die zweite Aufgabe des OECD/NEA und U.S. NRC „PWR MOX/UO2 core transient benchmark“, die Berechnung eines Reaktorkerns eines kommerziellen DWR unter Volllast, mit hoher Genauigkeit durchgeführt. Zusätzlich wurde mit DYNSUB ein Steuerelementauswurf ausgehend von einem Nullleistungszustand mit derselben Auflösung simuliert. Damit ist erstmalig ein sicherheitsrelevanter Auslegungsstörfall eines DWR mit einer Brennstab/Unterkanal-Auflösung unter Verwendung der „simplified transport“ Näherung gelöst worden. Allerdings zeigt die Analyse der numerischen Leistungsfähigkeit beider Rechenprogramme, dass gegenwärtig selbst auf mittelgroßen Parallelrechnern keine hinreichende Effizienz zur routinemäßigen Anwendung gegeben ist.

State-of-the-art nuclear reactor simulators suffer from a number of limitations, which are first and foremost due to their low spatial and energy resolution as well as employing low order neutron transport approximations. The next generation of reactor simulators currently being developed consists of two classes: pin-homogenized and pin-resolved reactor simulators. In this doctoral research study, one tool of each class is developed and assessed for pressurized water reactor (PWR) applications.
An internal coupling between the continuous energy Monte Carlo code Serpent 2 and the sub- channel code SUBCHANFLOW has been implemented to arrive at a pin-resolved reactor simulator. ... mehrAs a pin-homogenized reactor simulator, the development of DYNSUB was continued and concentrated on extending the first version of the tool into a fully functional simulator. Since DYNSUB unlike Serpent 2/SUBCHANFLOW requires pre-computed tables containing effective macroscopic cross sections, a calculation route to determine such multi- dimensional cross section tables for DYNSUB with or without homogenization corrections has been set up. This calculation route supports U.S. NRC production tool SCALE/TRITON and the currently developed Serpent 2 as lattice codes.
The verification and validation analysis following the multi-level methodology provides proof of the reliability of both simulation computer codes. First, Serpent 2’s neutron transport model has been tested by modeling VENUS-1 and VENUS-2 critical experiments, which represent modern PWRs. Thereafter, the coupled code Monte Carlo thermal-hydraulics code has been verified by a code-to-code benchmark with TRIPOLI4/SUBCHANFLOW as well as MCNP5/SUBCHANFLOW. Moreover, its simulations captured the hot zero power physics measurements included in the BEAVRS benchmark well. DYNSUB has been successfully applied to analyze a main coolant pump trip, a rod ejection accident, a boron dilution and a main steam line break design basis accident scenario from international benchmarks. Since the computational accuracy achieved by DYNSUB is comparable to other benchmark participants, it has been shown that DYNSUB is fully capable to depict transient reactor problems of PWRs. By studying the Special Power Excursion Reactor Test III rod ejection accident experiments with the Serpent 2-DYNSUB code sequence, on the one hand, DYNSUB has been validated for modeling rod ejection and other reactivity-insertion accidents in PWRs. On the other hand, it has been shown for the first time that the Serpent 2 methodology to determine homogenized few-group constants performs well for hot full power conditions and reactivity insertion accidents since previous reported V&V work for cross sections tables created with Serpent 2 was limited to steady-states at hot zero power conditions. Finally, it has been demonstrated that
both DYNSUB and Serpent 2/SUBCHANFLOW may be used to analyze realistic, industry-like cases with a pin-by-pin/sub-channel resolution by calculating the exercise 2 of the OECD/NEA and U.S. NRC PWR MOX/UO2 core transient benchmark with high accuracy, i.e. a full PWR core at hot full power conditions. Moreover, DYNSUB has been used to study the hot zero power rod ejection scenario of the same benchmark. This is the first time that a safety relevant transient scenario for a full PWR core is simulated by means of a pin-by-pin simplified transport solution coupled to a sub-channel thermal-hydraulics model. However, an analysis of the numerical performance of both tools for these full PWR core cases reveals that by now neither runs efficiently enough, even on medium-sized computing clusters, for a routine application.