Forschungszentrum Karlsruhe - Wissenschaftliche Berichte - FZKA 7233
Coupled Neutronics/Thermal-hydraulics Analysis of a
High-Performance Light-Water Reactor Fuel Assembly
Christine Lylin Waata
Abstract
The use of water at supercritical pressure as coolant and
moderator introduces a challenge in the design of a High-Performance
Light-Water Reactor (HPLWR) fuel assembly. At supercritical pressure condition
(P=25 MPa), the thermal-hydraulics behaviour of water differs strongly from
that at sub-critical pressure due to a rapid variation of the thermal-physical
properties across the pseudo-critical line. Due of the strong link between the
water (moderation) and the neutron spectrum and subsequently the power
distribution, a coupling of neutronics and thermal-hydraulics has become a
necessity for reactor concepts operating at supercritical pressure condition. The
effect of neutron moderation on the local parameters of thermal-hydraulics and
vice-verse in a fuel assembly has to be considered for an accurate design
analysis. In this study, the Monte Carlo N-Particle code (MCNP) and the
sub-channel code STAFAS (Sub-channel Thermal-hydraulics Analysis of a Fuel
Assembly under Supercritical conditions) have been coupled for the design
analysis of a fuel assembly with supercritical water as coolant and
moderator. Both codes are well known for
complex geometry modelling. The MCNP code is used for neutronics analyses and
for the prediction of power profiles of individual fuel rods. The sub-channel
code STAFAS for the thermal-hydraulics analyses takes into account the coolant
properties beyond the critical point as well as separate moderator channels. The
coupling procedure is realized automatically. MCNP calculates the power
distribution in each fuel rod, which is then transferred into STAFAS to obtain
the corresponding thermal-hydraulic conditions in each sub-channel. The new
thermal-hydraulic conditions are used to generate a new input deck for the next
MCNP calculation. This procedure is repeated until a converged state is
achieved.
The coupled code system was tested on a proposed fuel
assembly design of a HPLWR. An under-relaxation was introduced to achieve
convergence. The test results showed a satisfactory convergence with a small
under-relaxation factor of 0.2. Results from the test analysis of a HPLWR fuel
assembly showed an axial power profile with two peaks. A stronger peak in the
lower part is caused by the strong moderation from the coolant and a weaker one
in the upper part caused by moderator water. A 5% enrichment in the most inner
fuel rods and lower enrichment of 4% in the corner rod was used to eliminate
the hot spot at the corner of the fuel assembly and to obtain a well uniform
power distribution in the fuel bundle. A well uniform temperature distribution
was achieved in any cross section. A maximum temperature difference of 50°C in
the upper part was obtained between the hottest and the coldest sub-channel. The
local maximum cladding temperature of the bundle is within the allowable limit
of 620°C.
Gekoppelte neutronische
und thermo-hydraulische Berechnung eines Brennelements für einen
Leichtwasserreaktor mit überkritischen Dampfzuständen
Zusammenfassung
Die Verwendung von
Wasser bei überkritischem Druck als Kühlmittel und Moderator stellt eine große
Herausforderung beim Design des High-Performance Light-Water Reactor (HPLWR)
Brennelements dar. Bei überkritischem Druck (P=25 MPa) unterscheidet sich das thermodynamische
Verhalten des Wassers infolge der starken Stoffwertschwankungen an der
Pseudokritischen Linie vom Verhalten bei unterkritischen Druck. Aufgrund der
gegenseitigen Abhängigkeit der Dichte des Moderatorwassers mit dem
Neutronenspektrum besteht die Notwendigkeit der Kopplung zwischen der Neutronik
und Thermohydraulik, was insbesondere zur Untersuchung lokaler Größen bei
Designstudien notwendig ist. Gekoppelte Codes für Leichtwasserreaktoren können
eine solch detaillierte Analyse des HPLWR-Brennelementdesigns nicht leisten,
außerdem sind in ihnen keine Stoffwerte für überkritisches Wasser
implementiert. Zu diesem Zweck sind der Monte Carlo N-Particle Code (MCNP) und
der Unterkanalanalysecode STAFAS (Sub-channel Thermal-hydraulics Analysis of a
Fuel Assembly under Supercritical conditions) gekoppelt worden. Beide Codes
sind für die Modellierung komplexer Geometrien geeignet. Der MCNP Code wird für
neutronische Analysen und die Vorhersage der
Leistungsprofile einzelner Brennstäbe verwendet. Bei der thermohydraulischen
Analyse berücksichtigt der Unterkanalcode STAFAS die Kühlmittelstoffwerte
jenseits des kritischen Punktes sowie separate Moderatorkanäle.
Wärmeübergangsmodelle vom Brennstab zum Kühlmittel, sowie vom Moderatorkasten
zum Kühlmittel sind im Code implementiert. Mit diesem Codesystem werden
Leistungs-, Druck- und Temperaturverteilungen in jedem beliebigen Brennelement
berechnet.
Das gekoppelte
Codesystem wurde anhand eines Designvorschlags für ein HPLWR-Brennelement
getestet. Mit Hilfe eines Unterrelaxationsfaktors von 0,2 wurde eine schnelle
Konvergenz der Rechnungen erreicht.
Das axiale
Leistungsprofil eines HPLWR Brennelements besitzt zwei Maxima: Das größere
Maximum tritt im unteren Bereich und ein kleineres im oberen Teil des
Brennelements auf, was auf die Dichteverteilung von Kühlmittel und Moderator
zurückgeführt werden kann. Die Analyse der Ergebnisse des HPLWR-Brennelements
(konstante Anreicherung von 5%, 4% in den vier Eckstäben) ergab eine
gleichmäßige axiale Leistungsverteilung im gesamten Brennelement. Auch die
Temperaturverteilung des Kühlmittels in jedem Querschnitt ist sehr gleichmäßig.
Eine Temperaturdifferenz von 50°C liegt zwischen dem wärmsten und kältesten
Unterkanal am oberen Ende des Brennelements. Die maximale Hüllrohraußentemperatur
liegt immer unter der erlaubten Grenze von 620°C.
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