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
- Ertüchtigung und Anwendung von CFD-Codes für die Simulation sicherheitsrelevanter Prozesse
Der Arbeitsschwerpunkt umfasst:
- CFD-Rechnungen zur Kühlmittelvermischung in Druckwasserreaktoren
- die Simulation des Transports von bei Leckstörfällen freigesetztem Isolationsmaterial im Reaktorsumpf
- die Entwicklung und Validierung von CFD-Modellen für polydisperse Blasenströmungen
- die numerische Simulation der Dynamik freier Oberflächenströmungen
- die Berechnung von Wärmeübergang und Dampfbildung bei unterkühltem Sieden in beheizten Kanälen
- die Untersuchung der Naturkonvektion in großen Behältern mit lokalen Wärmequellen
- die Modellierung des Blasenentrainments durch einen Flüssigkeitsstrahl
Neuste Publikation
Analysis of loss of flow without scram test in the FFTF reactor: Coupled 3D neutronics and thermal hydraulics analysis with DYN3D/ATHLET code system
Nikitin, E.; Ponomarev, A.; Fridman, E.
Abstract
The coupled code system DYN3D/ATHLET is continuously developed and validated for transient analyses of sodium-cooled fast reactors (SFRs). In this study, the system was applied to model the loss of flow without scram (LOFWOS) test conducted at the Fast Flux Test Facility (FFTF), with the aim of further assessing the coupled 3D neutronics and system-level thermal hydraulics analysis capabilities. Two simulation approaches were employed. The first approach utilized the point kinetics module of ATHLET for neutron physics. The second relied on the 3D spatial kinetics solver of DYN3D. In both cases, the thermal hydraulics of the system was handled by ATHLET, while neutronics data was generated by the Serpent Monte Carlo code. The performance of both approaches was evaluated by comparing their results with experimental data. Additionally, the feasibility of using the adaptive decay heat model, a recent enhancement in DYN3D, was demonstrated. This paper concludes the FFTF LOFWOS study, extending the validation base for the DYN3D/ATHLET system in comprehensive SFR modeling.
Keywords: SFR; Serpent; DYN3D; ATHLET; coupled calculations; point kinetics; spatial kinetics; decay heat
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Nuclear Engineering and Design 433(2025), 113833
DOI: 10.1016/j.nucengdes.2025.113833
Permalink: https://www.hzdr.de/publications/Publ-37347
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