Forschungszentrum Karlsruhe - Wissenschaftliche Berichte - FZKA 7428
Analyse eines
Druckwasserreaktors mit überkritischem Wasser als Kühlmittel
Bastian Vogt
Zusammenfassung
Im Rahmen dieser Arbeit wird ein mit überkritischem
Wasser gekühlter Druckwasserreaktor (SDWR) konzipiert und bezüglich seiner
Wirtschaftlichkeit, Effizienz und technischen Machbarkeit untersucht. Der
Schwerpunkt liegt dabei auf der Entwicklung der dazu notwendigen Auslegungs-
und Analysemethoden. Im SDWR soll überkritisches Wasser bei einem Systemdruck
von 25 MPa als Kühlmittel im Primärkreislauf Verwendung finden. Die Aufheizung
im Reaktorkern erfolgt ausgehend von einer Eintrittstemperatur von 280°C auf
eine Kernaustrittstemperatur von 380°C und liegt damit wesentlich höher als bei
heutigen Druckwasserreaktoren (DWR). Wie in der Arbeit gezeigt wird, bewirkt
die Verwendung von überkritischem Wasser mit den beschriebenen Parametern
Vorteile bezüglich Effizienz und Wirtschaftlichkeit und zeigt aufgrund der
besonderen Physik des Kühlmittels positive Sicherheitseigenschaften, da
kritische Phänomene der Zweiphasenströmung (z.B. Siedekrise) ausgeschlossen
sind. Im Gegenzug ergibt sich durch die hohe Aufheizung des Kühlmittels im Kern
ein starker Dichteunterschied zwischen Ein- und Austritt des Kerns und
motiviert so zur Verwendung eines komplizierten Brennelements mit getrennten
Moderator- und Kühlmittelkanälen in Gegenströmung. Dieser Umstand verlangt nach
einer neuen Kernauslegungsmethode, welche eine detaillierte Berücksichtigung
der komplizierten Brennelementgeometrie ermöglicht und gleichzeitig die thermohydraulisch-neutronische Kopplung der Reaktorphysik
berücksichtigt. Eine solche Methode wurde durch eine Verknüpfung des
kommerziellen Neutronikprogramms MCNP5 mit einer
modifizierten Version des Thermohydraulikprogramms STAFAS entwickelt und auf
den SDWR-Reaktorkern angewendet. Dabei konnte neben
Leistungs-, Massenstrom- und Temperaturverteilung auch das thermisch höchst
belastete Brennelement ermittelt werden, welches in nachfolgenden
Unterkanalanalysen genauer untersucht wurde. Der so genannte Unterkanalansatz,
der dabei Anwendung findet, zeichnet sich durch eine wesentlich detaillierte
räumliche Auflösung aus und erlaubt somit die Berechnung von lokalen,
sicherheitsrelevanten Daten wie Kühlmittel-, Brennstoff- und
Hüllrohrtemperaturen. Voraussetzung für die Unterkanalanalyse ist die Kenntnis
der individuellen Leistungsverteilung der einzelnen Brennstäbe im heißesten
Brennelement. Die dazu notwendige Interpolationsmethode zur Berechnung der
lokalen Leistung aus der vergleichsweise groben Kernberechnung ist ebenfalls
Gegenstand der Arbeit. Darüber hinaus benötigt die Unterkanalsimulation
entsprechend des dabei gelösten Satzes von volumetrisch
gemittelten Gleichungen verschiedene thermohydraulische Modelle. Aufgrund der
speziellen Physik des überkritischen Wassers und der komplexen
Brennelementgeometrie, existieren für diesen Strömungsfall keinerlei
experimentell validierte Unterkanalmodelle, wie sie
beispielsweise zur Berücksichtigung von Druckverlust, Querströmung und
turbulenter Durchmischung verwendet werden müssen. Aus diesem Grund wurden im
Rahmen der Arbeit fundierte dreidimensionale CFD-Untersuchungen
(RANS / URANS) der Kühlmittelströmung im Stabbündel mit dem kommerziellen
Programm Star-CD durchgeführt. Die CFD-Ergebnisse wurden zunächst anhand experimenteller
Korrelationen validiert und anschließend für die
Erstellung von neuen Modellen für die Unterkanalanalyse verwendet.
Analyses of a
Supercritical Water Cooled Pressurized Water Reactor
Abstract
A Supercritical Water
Cooled Pressurized Water Reactor (SDWR) has been investigated in terms of
technical feasibility, efficiency and economic features. In this context the main focus
of this work is on the development of suitable methods for the different
analysis steps. The SDWR reactor concept includes a primary coolant loop with
water under supercritical pressure conditions (system pressure 25 MPa) and a heat
up in the reactor core from 280°C up to 380°C. Due to these relatively high
thermodynamic: conditions the SDWR provides considerable advantages in the area
of efficiency and economy compared to conventional pressurized water reactors.
Additionally the physics of the supercritical water (single phase flow) shall
result in favourable safety features because unwanted two-phase flow phenomena
like DNB and Dry-Out are excluded. On the other hand the high heat up of the
coolant leads to a rather large coolant density change between the inlet and
the outlet of the core. This requires the use of a complicated fuel assembly
design with separated channels for the counter current flow of coolant and
moderator in the reactor core. This complicated design and the strong property
change of the supercritical water in the core give rise to the development of
an new coupled thermal hydraulic – neutronic core calculation method.
Therefore the neutronic code MCNP5 and a modified version of the thermal
hydraulics code STAFAS have been coupled and successfully applied on the
reactor core of the SDWR. As a result characteristic data like the distribution
of power, temperature and coolant mass flow in the core has been evaluated
assembly wise. Additionally the hottest fuel assembly in the core has been
determined for a subsequent sub channel analyses which provides a more detailed
spatial resolution. This allows the determination of local safety-relevant data
e.g. fuel, cladding and coolant temperatures. Furthermore this work includes
the implementation of a new method for the interpolation of the detailed pin
wise power distribution from the rather coarse core calculations which is need
as an input for the sub channel analyses. In the sub channel approach a
volumeaveraged set of transport equations is solved. Thus, local thermal
hydraulic: phenomena which occur within the averaging volume (e.g. pressure
loss due to friction, fluid mixing due to turbulence) have to be considered by
additional models. In general such models are strongly dependant on the flow
case and do not exist for the given fluid properties and the complicated sub
channel geometry. For this reason extensive CFD calculations (RANS / URANS) of
the coolant flow in rod bundles have been done with the commercial program
Star-CD. The CFD results have been validated against experimental correlations
and suitable models for the sub channel approach have been evaluated.
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