Design of a supercritical water-cooled reactor – pressure vessel and internals

Abstract

The High Performance Light Water Reactor (HPLWR) is a light water reactor with supercritical steam conditions which has been investigated within the 5th Framework Program of the European Commission. Due to the supercritical pressure of 25 MPa, water, used as moderator and as coolant, flows as a single phase through the core and can be directly fed to the turbine. Using the technology of coal fired power plants with supercritical steam conditions, the heat-up in the core is done in several steps to achieve the targeted high steam outlet temperature of 500 ◦C without exceeding available cladding material limits. Based on a first design of a fuel assembly cluster for a HPLWR with a single pass core, the surrounding internals and the reactor pressure vessel (RPV) are dimensioned for the first time, following the safety standards of the nuclear safety standards commission in Germany. Furthermore, this design is extended to the incorporation of core arrangements with two and three passes. The design of the internals and the RPV are verified using mechanical or, in the case of large thermal deformations, combined mechanical and thermal stress analyses. Additionally, a passive safety component for the feedwater inlet of the RPV of the HPLWR is designed. Its purpose is the reduction of the mass flow rate in case of a LOCA for a feedwater line break until further steps are executed. Starting with a simple vortex diode, several steps are executed to enhance the performance of the diode and adapt it to this application. Then, this first design is further optimized using combined 1D and 3D flow analyses. Parametric studies determine the performance and characteristic for changing mass flow rates for this backflow limiter.

Innerhalb des 5. Rahmenprogramms der Europäischen Kommission wurde ein Leichtwasserreaktor mit überkritischen Dampfzuständen mit dem Namen High Performance Light Water Reactor (HPLWR) vorgestellt. Aufgrund des überkritischen Betriebsdruckes von 25 MPa strömt das KühlmediumWasser, welches auch als Moderator verwendet wird, einphasig durch den Kern und wird in einem Direktkreislauf der Turbine zugeführt. In Analogie zu Kohlekraftwerken mit überkritischen Dampfzuständen soll die Aufheizung im Kern in mehreren Stufen erfolgen, um für die angestrebte hohe Austrittstemperatur des Dampfes von 500 ◦C die maximal zulässigen Hüllrohrtemperaturen nicht zu überschreiten. Ausgehend von einem Kernkonzept mit einer einmaligen Aufheizung im Kern werden Modifikationen für das Brennelement sowie den Kern vorgestellt, welche eine Aufheizung in 3 Stufen erlaubt. Das Design der Einbauten und des Reaktordruckbehälters (RDB) für einen solchen Reaktor wird erörtert, wobei die einzelnen Komponenten wie Kernbehälter und Steuerstabführungen anhand des Regelwerkes des Kerntechnischen Ausschusses entwickelt und ausgelegt wurden. Zur Verifizierung des Designs mit den gegebenen Randbedingungen für den Normalbetrieb wurde eine gekoppelte thermomechanische FEM-Analyse für kritische Bereiche der einzelnen Komponenten durchgeführt. Des Weiteren wird die strömungsmechanische Auslegung und Optimierung der sicherheitstechnisch relevanten Komponente Rückströmungsbegrenzer mithilfe von CFD Methoden(STAR-CD) vorgestellt. Diese Komponente befindet sich in den Einlässen des RDB und stellt im Falle des Bruchs der Frischdampfleitung sicher, dass genügend Wasser für die Kühlung des Kerns im RDB verbleibt, bis weiterführende Maßnahmen(z.B. Hochdruckeinspeisung) eingeleitet werden können.