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Autor(en): Guilliard, Nicole
Titel: Entwicklung eines gekoppelten Neutronik-Thermohydraulik-Codes zur Untersuchung von Störfällen in schnellen Natrium gekühlten Reaktoren
Sonstige Titel: Development of a coupled neutronic thermalhydraulic code system for accident analysis in sodium-cooled fast reactors
Erscheinungsdatum: 2017
Verlag: Stuttgart : Institut für Kernenergetik und Energiesysteme
Dokumentart: Dissertation
Seiten: XX, 148
Serie/Report Nr.: IKE (Institut für Kernenergetik . Bericht);2-158
URI: http://elib.uni-stuttgart.de/handle/11682/9392
http://nbn-resolving.de/urn:nbn:de:bsz:93-opus-ds-93922
http://dx.doi.org/10.18419/opus-9375
ISSN: 0173-6892
Zusammenfassung: Ziel dieser Arbeit besteht in der Entwicklung eines Code-Systems zur Analyse transienter Störfälle in schnellen Natrium gekühlten Reaktoren (SFRs). Bei SFRs handelt es sich um ein Konzept, das gegenüber Leichtwasserreaktoren (LWRs) wesentliche Vorteile bietet. Aufgrund der exzellenten Brennstoffausnutzung, der Möglichkeit langlebigen, radioaktiven Abfall zu reduzieren und der Notwendigkeit schneller Reaktoren zur Umsetzung eines geschlossenen Brennstoffkreislaufs, erweist sich die Technik als besonders geeignet, den von Experten definierten Anforderung an künftige Reaktoren bezüglich Sicherheit, Nachhaltigkeit und Wirtschaftlichkeit gerecht zu werden. Die Umsetzung erfordert ein Kerndesign, bei dem der Kern während des Betriebs nicht in der Konfiguration mit der höchsten Reaktivität vorliegt. Während bei LWRs ein Kühlmittelverlust zum nuklearen Abschalten des Reaktors führt, führt ein solcher Störfall in einem SFR aufgrund fehlender parasitärer Neutronenabsorption und verminderter Neutronenbremsung zu einem Anstieg der Reaktivität. Diese neutronenphysikalischen Besonderheiten erfordern bei Analysen zum transienten Verhalten von SFRs daher eine kollektive Betrachtung von thermohydraulischem und neutronischem Verhalten zur korrekten Beschreibung der Entwicklung des Gesamtsystems während der Transienten. Zur Entwicklung eines Codesystems, das die Abhängigkeiten von Neutronik und Thermohydraulik erfassen kann, wird auf zwei bestehende Codes zurückgegriffen. Als Thermohydraulikmodul dient der Code ASTEC-Na (GRS,IRSN), der in einem internationalen Projekt speziell als SFR-Analysetool entwickelt wurde. Mit Validierungsrechnungen zu den CABRI-Versuchen wird die Eignung des Tools zur Beschreibung von Natrium gekühlten Systemen bestätigt. Zwar enthält ASTEC-Na ein Neutronik-Modul, das jedoch auf einem Punktkinetikmodell basiert. Damit können lokale Flussänderungen sowie Verschiebungen des Neutronenspektrums nicht erfasst werden. Um eine detaillierte Beschreibung der Neutronik und der Rückwirkungseffekte zu ermöglichen, wird der Diffusionscode DYN3D (HZDR) mit ASTEC-Na gekoppelt. Die Verwendung eines nodalen Diffusionscodes bedarf der Erstellung einer problemspezifischen Querschnittsdatenbasis. Neben einer geeigneten Gruppenstruktur muss die Datenbasis alle möglichen Systemzustände während der Transienten erfassen können. Der Monte Carlo Code SERPENT2 (VTT) hat standardmäßig Routinen implementiert, womit Querschnittsdaten in beliebiger Gruppenstruktur erstellt werden können. Das gekoppelte Code-System wird auf einen generischen SFR-Kern (OECD/NEA Benchmark) angewendet. Zu diesem Zweck wurde mit SERPENT2 eine Querschnittsdatenbasis in 35 Gruppen mit Variationen der Brennstofftemperatur, der Brennstoffdichte sowie der Kühlmitteldichte erzeugt. Diese Daten werden DYN3D als Input bereitgestellt. Durch Vergleich der Ergebnisse stationärer Rechnungen mit DYN3D und Monte Carlo Simulationen mit SERPENT2 und MCNP6 (LANL) wird die Eignung der Querschnitte und des erstellten DYN3D Modells verifiziert. Die Absteuerung der gekoppelten Rechnungen erfolgt über DYN3D und ist über Modifikationen am Quellcode eingebaut. ASTEC-Na wird in jedem Zeitschritt mittels „Restart“ aufgerufen. Restriktionen bezüglich des Quellcodes von ASTEC-Na machen eine interne Kopplung nicht möglich. Zusätzlich wurden Module entwickelt, die den Datenaustausch zwischen den beiden Codes organisieren. Zur Demonstration der Berechnung gekoppelter, transienter Analysen für SFRs werden zwei transiente Störfälle berechnet (OECD/NEA Benchmark): ein unkontrollierter Kühlmitteldurchsatz-Störfall, bei dem der Durchsatz exponentiell auf 10% des nominellen Durchflusses zurückgeht, sowie eine unkontrollierte Reaktivitätszufuhr mit einem externen Reaktivitätseintrag von 1,8$. Eine detaillierte Analyse über die Entwicklung der einzelnen Parameter zeigt, dass die gekoppelte Code-Version plausible Ergebnisse liefert und eine Vorhersage des Störfallablaufs ermöglicht.
Enthalten in den Sammlungen:04 Fakultät Energie-, Verfahrens- und Biotechnik

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