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

Basualdo Perelló, Joaquín Rubén

Abstract:
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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Abstract (englisch):
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. ... mehr

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Volltext §
DOI: 10.5445/IR/1000124829
Veröffentlicht am 21.10.2020
Cover der Publikation
Zugehörige Institution(en) am KIT Institut für Neutronenphysik und Reaktortechnik (INR)
Publikationstyp Hochschulschrift
Publikationsdatum 21.10.2020
Sprache Englisch
Identifikator KITopen-ID: 1000124829
HGF-Programm 32.02.01 (POF III, LK 01)
Sicherheitsanalysen: Anlagendynamik
Verlag Karlsruhe
Umfang XVIII, 154 S.
Art der Arbeit Dissertation
Fakultät Fakultät für Maschinenbau (MACH)
Institut Institut für Neutronenphysik und Reaktortechnik (INR)
Prüfungsdatum 05.10.2020
Referent/Betreuer Prof. R. Stieglitz
Schlagwörter Multiphyisics coupling, Neutronics/Thermal-Hydraulics/Fuel Thermo-Mechanics Coupling, PWR core best estimate simulation
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