An advanced three-dimensional simulation system for safety analysis of gas cooled reactors

Abstract

The neutron transport programme TORT-TD that solves the neutron transport equation in discrete ordinates for stationary as well as transient problems is used for neutronics calculations. The transient solution of the neutron transport equation is performed by making use of a time-dependent neutron source, xenon/iodine dynamics are implemented as well. The programme ATTICA3D applies the porous medium approach for flow in packed beds according to Ergun. This approach uses a quasi-steady state formulation for the momentum equation while time dependent formulations are employed for mass conservation, and energy conservation for both, the solid and gaseous phase. For spatial discretisation of the conservation equations, the finite volume method is used. For material properties, gas densities, heat transfer etc. a set of constitutive equations completes the set of differential equations. Time integration in ATTICA3D is realised applying a modified Newton-Raphson method which linearizes and subsequently solves the set of equations. It can automatically adapt the time step width within user specified limits. Within this work, the mass and energy conservation equations are modified so that chemical reactions as consequence of water or air ingress can be simulated, i.e. mass sources for CO, CO2, H2 and sinks for H2O and O2 or heat sources and enthalpy transport. The heat generated by chemical reaction is either added to the solid or the gaseous phase. The corrosion rates were implemented according to experimental findings for fuel and reflector graphite. Steam or air might enter the primary circuit through a break in the steam generator or an opening of the primary circuit. Steam entering the core region will moderate neutrons, reduce the leakage and thereby increase power. The corrosion was validated for the NACOK experiment performed within the RAPHAEL project where temperature evolution under corrosion and total burn-off had to be simulated simultaneously. TORT-TD and ATTICA3D exchange data (power distributions or fuel and moderator temperature distribution, possibly hydrogen distribution) by means of a common interface that interpolates values that are exchanged on mutual computational grids by volumetric averaging. As verification for the proper operation of the interface, the steady state of the transient PBMR-400 benchmark was used. After obtaining a coupled steady state, the transient exercises are performed to test the proper working of the interface in time dependent cases. Here, the cold helium ingress, the total control rod withdrawal case and the total control rod ejection case were simulated and compared to results of other partakers of the benchmark. Also, the coupled system was validated for a full power temperature distribution experiment in the Chinese experimental reactor HTR-10 where good agreement could be reached with the measurements. The coupled HTR simulation system TORT-TD/ATTICA3D was then applied for single control rod ejection cases for both the PBMR-400 and the HTR-PM. These cases require a 180° model of the reactor. As preparatory works, the control rod cross sections were adjusted to yield the same reactivity increase as the grey curtain model for the PBMR and with MCNP5 for the HTR-PM. Since there are strong shielding effects by neighbouring rods, the power increase was moderate due to strong Doppler and moderator feedbacks. For the HTR-PM, coupled calculations for water ingress cases are simulated. This also tested the whole computational sequence, i.e. steam transport into the core by ATTICA3D, then transfer of hydrogen densities (from hydrogen or from steam) to TORT-TD via the interface, interpolation of the macroscopic cross sections which changes the power density, and the feedback to ATTICA3D. Additionally, an anticipated transient without scram is simulated where shutdown of the reactor is achieved by the temperature feedback effects. For both, the design basis accident and the anticipated transient without scram, the power increases - lacking experimental results - were compared to published results produced with the TINTE code and are, again, in good agreement.

Das Programm TORT-TD, das die Neutronentransportgleichung in diskreten Ordinaten für stationäre als auch für transiente Problemstellungen löst, findet für die Neutronikberechnungen Verwendung. Die zeitabhängige Lösung der Transportgleichung wird durch die Verwendung einer zeitabhängigen Neutronenquelle bewerkstelligt, die Jod/Xenon-Dynamik ist ebenfalls implementiert. Das Programm ATTICA3D verwendet den Ansatz des porösen Mediums nach Ergun zur Beschreibung von Strömungen in Schüttungsbetten. Dieser Ansatz verwendet eine quasi-stationäre Formulierung der Impulsgleichung während zeitabhängige Gleichungen zur Beschreibung der Massenerhaltungsgleichungen sowie der Energieerhaltungsgleichungen sowohl für Feststoff- als auch für die Gasphase Anwendung finden. Zur räumlichen Diskretisierung der Erhaltungsgleichungen wurde die Finite-Volumen-Methode gewählt. Zur Schließung des Differentialgleichungssystems wird für Materialeigenschaften, Gasdichten, Wärmeübergang usw. ein Satz konstitutiver Gleichung verwendet. Die zeitliche Integration in ATTICA3D wurde durch Anwendung einer modifizierten Newton-Raphson-Methode bewerkstelligt, die das Gleichungssystem erst linearisiert und anschließend löst. Es kann seine Zeitschrittweiten selbstständig im Rahmen eines vom Benutzer vorgegebenen Bereichs anpassen. In dieser Arbeit wurden unter anderem die Massen- und Energieerhaltungsgleichungen derart angepasst, dass chemische Reaktionen als Folgen eines unterstellten Wasser- oder Lufteinbruchs simuliert werden können. Das heißt es wurden Massenquellterme für CO, CO2 und H2 und -senkenterme für H2O und O2 sowie der Enthalpietransport eingeführt. Die bei der chemischen Reaktion erzeugte oder abgeführte Wärme wird dabei entweder der Gas- oder der Feststoffphase zugeschlagen. Die Korrosionsraten wurden anhand experimentell abgeleiteter Erkenntnissen implementiert. Dampf oder Luft könnten durch Bruch einer Dampferzeugerwendel oder durch eine Öffnung in den Primärkreis eindringen. Dampf, der in den Kern eintritt, wird Neutronen moderieren, die Leckage verringern und dadurch zu einer Leistungserhöhung führen. Die Korrosion wurde mithilfe des NACOK-Experimentes, das im Rahmen des RAPHAEL-Projekts stattfand, validiert, wobei die Temperaturentwicklung sowie der Graphitabbrand gleichzeitig simuliert wurden. TORT-TD und ATTICA3D tauschen Daten (Leistungsverteilung oder Brennstoff- und Moderatortemperaturen, möglicherweise auch Wasserstoffdichten) über eine gemeinsame Schnittstelle aus, die die Werte auf die jeweilig zugrundeliegenden Rechengitter mithilfe volumetrischer Mittelung interpoliert. Zur Verifikation der Arbeitsweise der Schnittstelle wurde der stationäre Zustand des transienten PBMR-400 Benchmarks verwendet. Nach der Lösung für den gekoppelten stationären Zustand, wurden verschiedene Übungen (d. h. Unfall-/Störfallszenarien) gelöst um auch die korrekte Arbeitsweise der Schnittstelle in zeitabhängigen Problemstellungen zu testen. Dabei wurden ein Eintritt kalten Heliums, ein vollständiger Auszug und ein vollständiger Auswurf der Steuerstäbe simuliert und mit den Ergebnissen anderer Benchmarkteilnehmer verglichen. Zusätzlich wurde das gekoppelte System anhand eines Temperaturverteilungsexperimentes unter Volllast des chinesischen Experimentalreaktors HTR-10 validiert, wobei gute Übereinstimmungen mit den Messungen erzielt wurden. Das gekoppelte HTR-Simulationssystem TORT-TD/ATTICA3D wurde nun zu Anwendungsrechnungen für Einzelstabauswurfstransienten sowohl für den PBMR-400 als auch den HTR-PM verwendet. Diese Problemstellungen benötigen ein 180°-Modell des Reaktors. Vorbereitende Arbeiten waren hierbei die Anpassung Wirkungsquerschnitte der Steuerstäbe. Für den HTR-PM wurde die Anpassung mithilfe von mit MCNP5 erzeugten Ergebnissen vorgenommen. Da sich die benachbarten Steuerstäbe stark abschatten, fällt die Leistungszunahme durch starke Rückwirkungen der Brennstoff- und Moderatortemperatur moderat aus. Für das HTR-PM Konzept wurden gekoppelte Berechnungen für Wassereinbruchsfälle angestellt. Somit konnte auch die ganze Rechensequenz, d.h. der Transport des Dampfes bis in den Kern hinein, das von ATTICA3D simuliert wird, dann die Übergabe der Wasserstoffdichten (im Wasserstoff oder Dampf) über die Schnittstelle an TORT-TD, die Interpolation der makroskopischen Wirkungsquerschnitte dadurch bedingte Leistungsänderung sowie die Rückwirkung auf ATTICA3D getestet werden. Zusätzlich wird ein Wassereinbruch ohne Scram (‚anticipated transient without scram‘) simuliert, in dem sich der Reaktor lediglich über die Temperaturrückwirkungen selbst abschaltet. Sowohl für den Auslegungsstörfall als auch für den Fall ohne Scram-Signal wurden die Simulationsergebnisse, mangels experimenteller Daten, mit publizierten Ergebnissen, die mit dem TINTE-Programm erstellt wurden, verglichen, und stimmen gut überein.