Development of a Coupled Neutronics/Thermal-Hydraulics/Fuel Thermo-Mechanics Multiphysics Tool for Best-Estimate PWR Core Simulations

Eine detaillierte Analyse des Reaktorkernverhaltens muss die gegenseitige Wechselwirkung von neutronischen, thermohydraulischen und thermomechanischen EIgenschaften des Kerns berücksichtigen. In den letzten zehn Jahren haben sich neutronisch/thermohydraulisch gekoppelte Simulationen zu einem Standard für die Berechnung des Betriebsverhaltens von Reaktorkernen weiterentwickelt. Der Einfluss des thermomechanischen Brennstoffverhaltens auf die Ergebnisse der Reaktorkernsimulationen ist jedoch bisher noch nicht gut untersucht worden und wird erst seit einigen Jahren analysiert.
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Die Leitfähigkeit des Spalts zwischen Brennstoff und Hüllrohr und die Wärmeleitfähigkeit des Brennstoffs können nur durch einen thermomechanischen Code genau modelliert werden. Diese Größen variieren in einem großen Bereich während der Lebensdauer der Brennstäbe im Reaktor. Darüber hinaus beeinflussen diese Eigenschaften direkt die Berechnung der Brennstoff- und Kühlmitteltemperatur, und daher ist ihre korrekte Vorhersage in einer Best-Estimate-Simulation von Bedeutung.
Diese Doktorarbeit beschreibt die Entwicklung eines multiphysikalischen Werkzeugs, das einen Neutronen-, einen Thermohydraulik- und einen Brennstoff-Thermomechanik-Code koppelt. Die Fähigkeit dieses Werkzeugs, die bestrahlungsabhängigen thermomechanischen Eigenschaften zu modellieren, ermöglicht eine genauere Beschreibung der Betriebseigenschaften eines Reaktorkerns.
Die Verifikations- und Validierungsarbeiten, die durchgeführt wurden, um die erhöhte Vorhersagegenauigkeit und Leistung des neuen Multiphysik-Tools zu demonstrieren, werden vorgestellt.Insbesondere wird die Analyse von Reaktivitätsstörfallen (RIA) für einen Vollkern-DWR diskutiert. Bei diesem Auslegungsstörfall müssen Sicherheitskriterien wie z. B. zusätzliche Enthalpie nachgewiesen werden, um die gesetzlichen Anforderungen zu erfüllen. Diese Untersuchung hat im Vergleich zu den Ergebnissen traditioneller Methoden einen signifikanten Einfluss auf die Vorhersage sicherheitsrelevanter Parameter mit dem neuen multiphysikalischen Werkzeug gezeigt. Sie zeigt auch die Bedeutung der Berück-sichtigung der Thermomechanik des Brennstoffs bei Best-Estimate-Simulationen. Große lokale Temperaturabweichungen in den Brennstoffzentraltemperaturen in einer Simulation bei Volllast und ein signifikanter Anstieg in der Vorhersage der Leistungsspitze in einer heißen Nullleistungs-RIA-Transiente sowie ein Anstieg in der vorhergesagten Enthalpie des zugesetzten Brennstoffs werden bei Verwendung des neu entwickelten gekoppelten Codes PARCS-SUBCHANFLOW-TRANSURANUS gefunden.
Neben dem Hauptthema der Arbeit wurde eine Methodik zur Vorhersage von thermo-hydraulischen lokalen Sicherheitsparametern unter Ausnutzung der Neutronik/Unterkanal-Thermohydraulik-Kopplung implementiert. Die Implementierung wurde mit einer Monte-Carlo/Unterkanal-Lösung höherer Ordnung verglichen, die einen Unterschied von weniger als 2% bei der Leistungsvorhersage in den meisten Bereichen zeigte. Außerdem ist die erforderliche Berechnungszeit bei ähnlicher Genauigkeit um Größenordnungen kleiner. Diese Fähigkeit hat das Potenzial, in Zukunft durch Hinzufügen einer gekoppelten thermo-mechanischen Analyse auch auf Subkanalebene erweitert zu werden.
Die durchgeführten Analysen, die durch die gekoppelte Simulation von Neutronik, Thermo-hydraulik und Brennnadelmechanik ermöglicht wurden, haben gezeigt, wie wichtig ein solcher ganzheitlicher Ansatz ist. Er ermöglicht die Berücksichtigung der bestrahlungs-abhängigen thermo-mechanischen Parameter in der Kernsimulation. Das neu entwickelte Werkzeug, das gekoppelte PARCS-SUBCHANFLOW-TRANSURANUS Simulationen durchführt, ebnet den Weg für die zukünftige Best-Estimate-Analyse von Kernreaktorkernen.

A detailed analysis of the reactor core behaviour must consider the mutual interaction of neutronics, thermal-hydraulics and fuel thermo-mechanics phenomena. In the last decade, neutronics/thermal-hydraulics coupled simulations have become a standard for the calculation of nuclear reactor systems. However, the impact that the fuel behaviour calculated by thermo-mechanics solvers, have in the reactor core simulations results, has so far not been well studied and it only started to be analyzed in recent years.
The fuel pin gap conductance and fuel conductivity can only be accurately modelled by a thermo-mechanics code. ... mehrThese quantities present a large range of variation during the fuel rod life in the reactor. Moreover, these properties directly influence the fuel and coolant temperature calculation and thus, their correct prediction is of importance in a best estimate simulation.
This doctoral thesis describes the development of a multiphysics tool, which couples a neutronics, a thermal-hydraulics and a fuel thermo-mechanics code. The capability of this tool to model the irradiation dependent thermo-mechanics properties, allows for a more ac-curate description of the physics undergoing in a reactor core.
The verification and validation work performed to demonstrate the increased prediction accuracy and performance of the new multiphysics tool will be presented. In particular, the analysis of a full PWR core reactivity-initiated accident (RIA) transient is analysed and dis-cussed. In this design basis accident, safety criteria such as added enthalpy must be demonstrated to fulfil the regulatory requirements. This investigation has shown a significant impact in the prediction of safety-relevant parameters with the new multiphysics tool, compared to the results of traditional methods. It demonstrates also the importance of the consideration of fuel thermo-mechanics on best estimate simulations. Large local temperature deviations in the fuel centreline temperatures in a hot full power steady state simulation, and a significant increase in the prediction of the power peak in a hot zero power RIA transient, as well as an increase in the predicted fuel added enthalpy are found when using the newly developed coupled code PARCS-SUBCHANFLOW-TRANSURANUS.
Alongside the main topic of the work, a methodology for the prediction of thermal-hydraulics local safety parameters has been implemented taking advantage of the neutronics/subchannel thermal-hydraulics coupling. The implementation has been compared against a higher order Monte Carlo/subchannel solution showing a less than 2% difference in the power prediction in most of the pins. Also, the required computational time is orders of magnitude smaller with a similar accuracy. This capability has the potential to be extended in the future by adding a coupled thermo-mechanics analysis also at subchannel level.
The performed analyses enabled by a coupled neutronics, thermal-hydraulic and fuel pin mechanics simulation, as realized by the developed package, have shown the importance of this type of holistic approach. It allows for the consideration of the irradiation dependent thermo-mechanics parameters in the core simulation. The new developed PARCS-SUB-CHANFLOW-TRANSURANUS multiphysics coupled tool paves the way for the future best estimate analysis of nuclear reactor cores.