Simulation of operational and accidental behaviour of modular high temperature reactors with Brayton cycle power conversion unit

Abstract

The present work analyses and investigates the behaviour of a High Temperature Reactor (HTR) with a Pebble Bed core connected to a Brayton cycle Power Conversion Unit (PCU) during operational and accident conditions. The modelling of a complete circuit including both the PCU and the Pebble Bed Reactor has been performed with the commercial thermal-fluid analysis simulation code Flownex. Flownex has been developed for High Temperature Pebble Bed Reactor applications, and has been exten-sively validated against other codes. As the reactor core model incorporated in Flownex is a simplified model based on 0D point kinetics, the extended 1D WKIND core model was implemented in the analysis calculations using a special coupling methodology. This study introduces a new sub-routine which enables the cou-pling of the WKIND reactor core model to the Flownex PCU model via an external interface. The interface facilitates the data exchange between the two codes, allowing for necessary manipulations and synchronisation of the coupled codes. By doing so, the 1D diffusion equation solution implemented in WKIND core model replaces the point kinetics model implemented in Flownex. This replacement allows for a detailed accurate solution even for very fast transients, through the treatment of the space-dependent heat conduction from the graphite matrix to helium. Flownex component models have been validated against the experimental results of the 50 MWel direct helium turbine facility Energieversorgung Oberhausen (EVO II). This provided the opportunity to validate Flownex calculations against experimental data derived from a large-scale helium Brayton cycle installation. Small differences observed in the results could be explained. Based upon steady state and transient analysis it is concluded that Flownex models simulate accurately the behaviour of the components integrated in the EVO II plant. Such models could be applied to analyse the transient behaviour of the total system of the reactor and the PCU. In the present thesis, both the reactor core and the PCU have been modelled with a very high level of details. Due to the direct coupling, the reactor core and the PCU have a large and fast influence on each other. Hence, it is important to investigate the interactions between the two for the safety analysis of the compete plant. Furthermore, a comparison between two system layouts of the PCU was investigated in this study, namely a single and a three shaft configurations. With the complete system model created it is possible to precisely simulate a great variety of operations which were demonstrated in several selected cases. These include the withdrawal of control rods, turbo-machinery trip, load following and a helium leak. Transient simulations results incorporated also both shaft configurations. The results show that the point kinetics core model is sufficiently accurate, with an exception to strong reactivity transients. In such cases, the analyses using the Flownex point kinetics model over-predicts the core thermal power. Further investigation is needed for improving the coupling methodology and the data exchange between the codes. It was proven that from the thermo-dynamical behaviour point of view, a quick response to a range of power demands, using a simple design of the control system, advocates the single shaft system configuration. However, further investigation should be done to rectify this, especially during long-term part load performance of the system.

In den letzten paar Jahren ist das Interesse an fortgeschrittenen Reaktoren gestiegen. Dieses Interesse wurde durch die Auffassung von den neuen Kernkraftreaktoren motiviert, die Sicherheit, Hochleistungen und eine konkurrenzfähige und machbare Energiequelle für die Stromherstellung sowie für Anwendungen von industriellen Heizprozessen ermöglichen. Dies führte zur Entwicklung des Programms der Generation IV Kernenergiesysteme. Ein vielversprechender und attraktiver Gesichtspunkt ist der Hochtemperaturreaktor (HTR) mit einer Brayton-Kreislauf-Leistungserzeugungseinheit (PCU). Dieses Konzept wurde im Kugelhaufenmodularreaktor-Kernkraftwerk (Pebble Bed Modular Reactor - PBMR) angewendet, das in Südafrika für Eskom entwickelt wurde. Der Hochtemperatur-Kugelhaufen-Reaktor und seine Leistungserzeugungseinheit werden oft als zwei separate Systeme behandelt, welche typisch in ihren Abgrenzungen zusammenwirken, in dem es die Randbedingungen füreinander bestimmt. Diese Bestimmung kann für die stationäre Analyse angemessen sein. Für die transienten Berechnungen jedoch ist die Analyse eines kompletten integrierten Systems notwendig, weshalb eine genaue Simulation, welche die gesamte ausgeglichene Anlage so detailliert und präzise wie möglich modelliert, notwendig ist. Diese Doktorarbeit stellt die Transientanalysen eines mit einer Leistungserzeugungseinheit gekoppelten Hochtemperatur-Kugelhaufenreaktors vor, der dem Projekt des Südafrikanischen PBMR Kernkraftwerks ähnelt. Um die Analysen durchzuführen, wurde ein Systemcode entwickelt. Dieser Code koppelt das Reaktorkern-Modell mit einem thermohydraulischen Modell der Leistungserzeugungseinheit. Dieses Koppeln wurde entwickelt, um eine realistischere und detailliertere Simulation des Gesamtsystems für die Reaktorsicherheitsanalysen zu schaffen. Das Hauptberechnungswerkzeug, das für die Analysen des Gesamtsystems verwendet wurde, ist der handelsübliche Netzwerkanalysecode Flownex. Flownex wurde zur Anwendung für Hochtemperatur-Kugelhaufenreaktoren entwickelt und hat sich weitgehend gegenüber anderen Codes bewährt. Flownex richtet sich auf Modelle für die diversen Komponenten in der Leistungserzeugungseinheit ein und umfasst ein weniger detailliertes Modell für den Reaktorkern. Außerdem kann sich die Leistungserzeugungseinheit eines Hochtemperatur- Kugelhaufenreaktors aus einer Vielzahl von Zusammensetzungen und Ausführungen zusammenstellen. Das thermohydraulische Verhalten dieser diversen Systeme stellt eine Schlüsselfrage für die Beschreibung des Kerns für den Abbau der Nachwärme. Deshalb wird ein effektives verlässliches Werkzeug benötigt, um das Modellieren eines Systems zu demonstrieren, das sich aus dem Kern, dem Kernbehälter und den Kernstrukturen, den Rohren und Ventilen, dem Wärmeaustauscher and den Turbomaschinen besteht. Das Neutronikmodell, das in Flownex angewandt wurde, war nicht entwickelt, um eine detaillierte Reaktorkonstruktion zu erleichtern, sondern eher um schnelle integrierte Simulationen der Reaktors und der Leistungserzeugungseinheit durchzuführen. Daher ist das Ziel dieser Doktorarbeit doppelt. Voll integrierte Transientkernkraftwerksanalysen mit detaillierten Codes für die Leistungserzeugungseinheit und den Reaktorkern durchzuführen. Das WKIND Reaktorkern-modell simuliert detailliert sowohl die neutronischen als auch die thermohydraulischen Aspekte des Kerns. Dafür wurde das 1D Neutronik-WKIND-Kernmodell ausgewählt, um das in Flownex eingebaute Reaktorkernmodell zu ersetzen. Das Ersetzen des Kerns wird durch das Erzeugen eines Hochleistungsinterfaces zwischen Flownex und WKIND bewirkt. Dies ermöglicht die Transientanalyse des Gesamtsystems von beiden Einwellen- und Dreiwellen-Leistungserzeugungseinheiten an einem Hochtemperaturkugelhaufenreaktor gekoppelt zu werden. Die individuellen Komponentmodelle von Flownex validieren, die in den Dynamikanalysen des Kugelhaufenreaktors gekoppelt sowohl mit Einwellenanlage als auch mit Drei-wellen-Leistungserzeugungseinheit-Ausführungen verwendet wurden. Um dieser Anforderung gerecht zu werden, wurden Flownex-Modelle gegenüber den experimentellen Ergebnissen der 50 MWel Direktkreislauf-Heliumturbinenanlage Energieversorgung Oberhausen (EVO II) validiert. Die Dissertationsziele wurden ausgeführt, und sie sind folgenden massen bezeichnet: Kopplung und Reaktorkernmodelle Das Koppeln versucht, die Wärme, die zu den charakteristischen Werten des Heliums des WKIND-Kernmodells übertragen wird, mit der Leistungserzeugungseinheit von Flownex abzustimmen. Diese charakteristischen Werte wurden jederzeit aktualisiert. Das gekoppelte Programm kombiniert das detaillierte Neutronik- und Thermohydraulikverhalten des WKIND-Kernmodells, welches ein 1D Neutronik und Thermohydraulikanteil mit der Thermohydraulik der Leistungserzeugungseinheit enthält, um detaillierte Berechnungen des transienten Verhaltens des Gesamtsystems durchzuführen. Beide Kernmodelle sind sehr nützlich, um angemessene Randbedingungen der Kerntransiente zu erhalten. Das WKIND-Kernmodell ermöglicht jedoch die Erweiterung der Analysen und die Lösung von starken Reaktivitätstransienten. Das ist der Fall bei der Entnahme von allen Kontrollstäben bei einer Geschwindigkeit von 100 cm/s. Hier berechnet WKIND die Temperaturänderungen innerhalb des Kerns richtig voraus. Aus den in diesem Fall erhaltenen Ergebnissen ist es eindeutig, dass große Unterschiede zwischen den Fähigkeiten und den Grenzen beider Kernmodelle bestehen. WKIND berücksichtigt die Stellung der Kontrollstäbe, wodurch es ein realistischeres Verhalten des Kerns bei dem heterogenen Brennstofftemperaturmodul beschreibt. Im zweiten Transient werden die Kontrollstäbe bei einer Geschwindigkeit von 1 cm/s herausgenommen. In diesem Fall haben beide Reaktorkernmodelle ein ähnliches Verhalten gezeigt und die Analysenergebnisse sind in beiden Fällen gleichartig. Durch die Transientanalysen ist es offensichtlich, dass die thermische Trägheit des Reaktors so groß ist, dass der Einfluss auf diversen Störungen auf dem dynamischen Verhalten des Kerns schwer erkennbar ist. Während eines Entlastungstransients ist die Kernausgangstemperatur fast konstant. Deshalb zeigt sich der stark negative Temperaturkoeffizient aus sicherheitsrelevantem Gesichtspunkt sowie für den Rückgang der Temperaturschwankungen während der off-design Operation als günstig. Beide Kernmodelle haben eine gute Übereinstimmung in den Transientanalysenergebnissen in Bezug auf den Einwellen- und Dreiwellen-Ausführungen des Systems gezeigt. Die Ergebnisse entsprechen auch den Sicherheitsanforderungen der Anlage, wodurch der inhärente Sicherheitsaspekt des PBMR veranschaulicht wird. Es wird empfohlen, Leistungsprofiländerungen während der Verschiebung von Kontrollstäben im Flownex-Kernmodell einzubeziehen. Zusätzlich umfasst die Kopplung eine Rohrleitungskomponente, welche den Reaktorkern einer Wärmequelle mit einem künstlichen Widerstand in Form einer Reibung gleich stellt, um den richtigen Druckrückgang im Reaktor zu modellieren. Diese Methode könnte durch das Ersetzen des Flownex-Kernmodells durch ein Rohr mit veränderlichem Ausgang verbessert werden. Dies wird sich aus einem neu errechneten Rohrausgangsfaktor ergeben, welcher das thermohydraulische Verhalten im Kern besser vorausrechnet. Außerdem wird es empfohlen, das Koppeln durch das Verwenden von 2D- und sogar 3D-Kernneutronik zu erweitern. Code-Validierung Die meiste Literatur für die Validierungsstudie wurde im Rahmen des Europäischen Projekts RAPHAEL gesammelt. Die Bedeutung der Validierung ist einerseits das Modellieren und die Konstruktion eines vollständigen Kraftwerks von Grund auf – unter Verwendung und Auswertung der aus der Literatur gesammelten geometrischen Daten und Informationen. Dabei wurden eine breite Vielfalt von Modellierungsaufgaben gegenübergestellt, wie das Modellieren von ausstreuenden Leckflüssen, Ventilen und der thermischen Trägheit einer Kesselwand. Andererseits wurde die Gelegenheit geboten, Flownex-Berechnungen gegenüber experimentellen von einer großflächigen Helium-Brayton-Kreislauf-Anlage abgeleiteten Daten zu validieren. Die beobachteten Unterschiede in den Hauptsystemparametern wie Leistung, Temperaturen, Druck und Massenflüsse bewegen sich innerhalb von wenigen Prozentsätzen. Außerdem rechnen die Flownex-Modelle die gleichen Tendenzen wie die experimentellen Ergebnisse für die Transiente nach einer Ladung voraus, außer für die Temperaturentwicklung in einem der in der Simulation verwendeten Heliumkessel. Alle festgestellten Unterschiede konnten erklärt werden und deshalb können die Modelle als annehmbar für die Verwendung in weiteren Analysen betrachtet werden. Einige Modelle wurden vereinfacht behandelt. Es wird empfohlen, die Transientanalyse unter Verwendung der Charakteristika der Originalmaschinen oder von ähnlichen durch die Turbomaschinengeometrie geführten Plänen zu wiederholen. Die Bereitstellung von zusätzlichen Dokumenten und insbesondere Dokumentation von ergänzenden Transientfällen würde die Erweiterung der Validierungsübung ermöglichen. Systemtransientanalysen Das direkte Koppeln der Leistungserzeugungseinheit mit einem Hochtemperaturkugelhaufenreaktor hat eine Menge von dynamischen Aspekten. Die enge Wechselwirkung zwischen dem Reaktorkernfluss, der Turbinenleistung und dem Druckverhältnis führt zu starken Druck- und Temperaturtransienten, welche für die eher strukturellen Konstruktionsanforderungen ausschlaggebend sind. Durch das Einplanen von ähnlichen Kernrandbedingungen sowohl für die Einwellen- als auch für die Dreiwellenanordnungen, bestehen nur vernachlässigbare Unterschiede in dem Fluss der Masse durch den Kern während eines Reaktorabschaltvorgangs. Das Transientverhalten der beiden Kreisläufe unterscheidet sich jedoch wesentlich während eines Entlastungstransients. Hier wurde gezeigt, dass das Öffnen des Bypass-Ventils in einer bestimmten Sequenz ermöglicht, die Wellengeschwindigkeit in beiden Wellenausführungen erfolgreich zu begrenzen. Das Öffnen des Bypass-Ventils ermöglicht beiden Ausführungen stabile Betriebs-bedingungen aufrechtzuerhalten. Dies bewirkt auch eine große Änderung des Druckverhältnisses über der Leistungsturbine und den Kompressoren in beiden Systemen, welche die Nutzwerte der Turbomaschinen stark beeinflusst. Die Hauptkomponenten in beiden Systemen werden deutlichen Druck- und Temperaturänderungen ausgesetzt. Enge Wechselwirkungen zwischen dem Kernmassenfluss, der Turbinenleistung und das Druckverhältnis des Systems führen zu diesem Ergebnis. Höhere Turbomaschinennutzwerte im Einwellensystem zeigen den Vorteil dieser Ausführung in einem Entlastungstransient. Mit einer frei laufenden Leistungsturbine wie in der Dreiwellenausführung ist die Generatorgeschwindigkeit schwerer zu kontrollieren. Hier muss die Tendenz der Leistungsturbine zu Übergeschwindigkeit durch eine komplizierte Sequenz von Kontrollaktionen verhindert werden. Zusätzlich benötigt dieses System eine Widerstandsbank mit einer Mindestdauerleistung von 10 MWel, um die Übergeschwindigkeit der Leistungsturbine zu begrenzen und das Beladen der Anlage während des Ereignisses zu gewährleisten. Die durch den Ausbau des Dreiwellensystems mit einem zusätzlichen größeren Widerstand bedingte Kom-plexität wird höhere Kosten und Risiken mit sich bringen. Andererseits verlangt die Einwellenanlage, die leichter zu kontrollieren ist, eine sehr lange Welle und lange Rohre, was zu einem zusätzlichen Bruchrisiko beitragen kann. In dem Transient nach der Ladung ist der Heliumbestand innerhalb ca. 6 Stunden auf 40 % reduziert und kurz danach wird der Bestand auf 100% wiederhergestellt. Diese Transiente beeinträchtigt kaum die Turbomaschinenbetriebspunkte. Die Dreiwellenausführung bietet in diesem Fall eine verbesserte Betriebsstabilität, da die Kompressoren ihrer Arbeitslinie folgen, wobei sie die Flexibilität erhöhen und eine schnelle Antwort zum Ladungsanstieg anbieten. Das Einwellensystem hat eine eingebaute Begrenzung der Kompressoren und die Turbinenwellen drehen in der Generatorgeschwindigkeit. Dies bringt dem Einwellensystem Nachteile während der Teilladungsleistung und deshalb wird empfohlen, das Verhalten der Systeme unter Verwendung von Belastungs- und Risikoanalyse zu untersuchen. Im Fall von Heliumleckage, hat sich ein schneller Druckausgleich, begleitet von einem Turbomaschinenschluss, gezeigt. In diesem Fall wird ein Abkoppeln des Generators vom Netz eingeleitet. Die errechnete Turbomaschinengeschwindigkeit wurde bis zum kompletten Stopp in beiden Einwellen- und Dreiwellenausführungen verringert. Aufgrund von Simulationsergebnissen wird geschlossen, dass das dynamische Verhalten der Anlage über eine weite Reihe von Bedingungen und für Zeiteinheiten, die von einigen Sekunden bis zu mehreren Stunden schwanken, korrekt vorausgesagt wird. Es wurde demonstriert, dass das Kontrollsystem der Leistungserzeugungseinheit eine wichtige Rolle beim Ermitteln des kompletten Verhaltens der Anlage spielt.