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Entwicklung einer Version des Reaktordynamikcodes DYN3D für Hochtemperaturreaktoren
Rohde, U.; Apanasevich, P.; Baier, S.; Duerigen, S.; Fridman, E.; Grahn, A.; Kliem, S.; Merk, B.
Abstract: Basierend auf dem Reaktordynamikcode DYN3D für LWR, wurde die Codeversion DYN3D-HTR für das Blockkonzept eines graphit-moderierten, helium-gekühlten Hochtemperaturreaktors entwickelt. Diese Entwicklung umfasst die:
• methodische Weiterentwicklung der 3D stationären Neutronenflussberechnung für hexagonale Geometrie (HTR-Brennelement-Blöcke),
• Generierung von Wirkungsquerschnittsdaten unter Berücksichtigung der doppelten Heterogenität,
• Modellierung der Wärmeleitung und des Wärmetransports in der Graphitmatrix.
Die nodale SP3-Neutronentransport-Methode in DYN3D wurde auf hexagonale Brennelementgeometrie erweitert. Es wird eine Unterteilung der Hexagone in Dreiecke vorgenommen, so dass die Verfeinerung hexagonaler Strukturen untersucht werden kann. Die Verifikation erfolgte durch Vergleiche mit Monte-Carlo-Referenzlösungen. Für die Behandlung der doppelten Heterogenität der Brennelementstruktur bei Homogenisierung der Wirkungsquerschnitte wurden neue Methoden entwickelt. Zum einen wurde ein zweistufiges Homogenisierungsverfahren basierend auf der Methode der sog. Reactivity Equivalent Transformation (RPT) weiterentwickelt. Zum anderen ermöglichte die Verfügbarkeit des neuen Monte-Carlo-Codes SERPENT die Anwendung eines einstufigen Verfahrens, wobei die 3D heterogenen Strukturen in einem Rechenschritt konsistent erfasst werden können. Weiterhin wur-de in DYN3D ein 3D Wärmeleitungsmodell implementiert, das den radialen und axialen Wärmetransport in der Graphitmatrix beschreiben kann. DYN3D-HTR wurde schließlich anhand der Testfälle für Reaktivitätstransienten erprobt. Die Verifikation erfolgte durch Vergleich zwischen 3D und 1D Berechnung der Wärmeleitung. Schließlich wurde DYN3D mit dem CFD-Code ANSYS-CFX gekoppelt, um auch dreidimensionale Strömungen in Reaktorkernen berechnen zu können. Der Kern wird als poröser Körper modelliert. Die Kopplung wurde an anhand von 2 Testbeispielen, dem Auswurf eines Steuerstabes und einer lokalen Strömungsblockade in einem Brennelement, erprobt.
Keywords: High temperature reactor, neutron transport, cross sections, heat conduction, CFD, transients
  • Open Access LogoWissenschaftlich-Technische Berichte / Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf; HZDR-023 2012
    ISSN: 1437-322X

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