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Dr. Sören Kliem

Leiter
Reaktorsicherheit
s.kliemAthzdr.de
Tel.: +49 351 260 2318

Reaktorsicherheit

Arbeitsgebiete

  • Weiterentwicklung, Validierung und Anwendung des Codekomplexes DYN3D-ATHLET

    Für die Störfallanalyse von Leichtwasserreaktoren (LWR) ist das Reaktordynamikprogramm DYN3D im Institut für Sicherheitsforschung entwickelt und mit dem Thermohydraulik-Systemcode ATHLET der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit(GRS) gekoppelt worden. Das gekoppelte Programmpaket gestattet die Analyse eines breiten Spektrums von Reaktortransienten. DYN3D steht in zwei Versionen für russische und westliche LWR zur Verfügung. Die Validierung erfolgt anhand von internationalen Programmvergleichen (Benchmarkaufgaben) sowie der Nachrechnung von Transienten in Kernkraftwerken. DYN3D ist Bestandteil der europäischen Codeplattform NURESIM.

    Aktuelle Forschungsziele sind:
    • Implementierung transporttheoretischer Ansätze in die Neutronenkinetik
    • Analyse hypothetischer Reaktivitätstransienten für Druck- und Siedewasserreaktoren (u. a. Bewertung von Borverdünnungstransienten und ATWS-Störfällen)
    • Untersuchungen zur Transmutation von Actiniden in LWR (EU-Projekt)
    • Entwicklung von DYN3D-Dynamikmodellen für Salzschmelzenreaktoren und Hochtemperaturreaktoren

Neuste Publikation

Extension and verification of multi-group JFNK-generated uniform discontinuity factors for nodal diffusion applications

Smith, J.; Painter, B.; Fridman, E.; Kotlyar, D.

Abstract

Monte Carlo (MC) codes can be computationally expensive for core neutronics analyses and prohibitive in transient simulations. MC codes can also be used to generate few-group homogenized constants. These are then used by nodal diffusion codes, which offer time-efficient few-group nodal solutions. To ensure that the MC solution is reproduced by the diffusion solver, reference discontinuity factors (DFs) are required. This paper uses the Jacobian-Free Newton Krylov (JFNK) iterative scheme to generate the few-group DF values. The primary objective is to verify the JFNK-generated DFs against the nodal expansion method (NEM) semi-analytical solution. Multiple verification cases, ranging from a 1D multi-nodal problem to a 2D small modular reactor (SMR) core, are used to compare the DFs values and the corresponding flux solutions. The homogenous flux solutions obtained by the nodal diffusion code, DYN3D, yield near perfect agreement with the reference power profiles only when complemented by the generated correction DFs.

Keywords: Nodal Diffusion; Equivalence Theory; Jacobian-Free Newton Krylov; Monte-Carlo; Nodal Expansion Method

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  • Zweitveröffentlichung erwartet ab 10.06.2026

Permalink: https://www.hzdr.de/publications/Publ-39496

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