Multi-scale, coupled Reactor Physics / Thermal-Hydraulics system and applications to the HPLWR 3 Pass Core Zur Erlangung des akademischen Grades Doktor der Ingenieurwissenschaften der Fakultät für Maschinenbau Universität Karlsruhe (TH) genehmigte Dissertation von Ing. Lanfranco Monti aus Bologna (Italien) Tag der mündlichen Prüfung: 9. November 2009 Hauptreferent: Prof. Dr.-Ing. Thomas Schulenberg Forschungszentrum Karlsruhe Institut für Kern- und Energietechnik Korreferent: Prof. Dr.-Ing. Xu Cheng Universität Karlsruhe Institut für Fusionstechnologie und Reaktortechnik i To my family Carlotta, Francesca, Carla ii Zusammenfassung Die innovativen Reaktorkonzepte, die gegenwärtig im Rahmen des Generation IV Internation- al Forum entwickelt werden, haben teilweise Eigenschaften, die sich signifikant von denen existierender Reaktoren unterscheiden. Der Stand der Technik für die Auslegung und die Sicher- heitsanalysen ist daher nicht mehr vollständig ausreichend und neue Hilfsmittel werden benötigt. Der High Performance Light Water Reactor (HPLWR) ist ein Beispiel für solch ein Generation IV Konzept und benötigt fortschrittliche Analyse Programme. Der Reaktor hat ein thermisches Neutronenspektrum und der Kern wird mit überkritischem Wasser gekühlt und moderiert. Die Aufheizung erfolgt in drei Stufen jeweils mit einer Zwischenvermischung des Kühlmittels. Durch die Wärmezufuhr der Aufwärmung verringert sich die Dichte des überkritischen Wassers stark. Deshalb kann die Rückwirkung der Reaktorphysik auf die Thermo-Hydraulik nicht vernachlässigt werden. Die Verteilung der Kühlmitteldichte im Kern verändert sich gemäß der Reaktivität und Verlustwahrscheinlichkeit der Neutronen in den verschieden Zonen des Kerns, während die unterschiedlichen Brennstofftemperaturen und entsprechend der Doppler-Effekt zunimmt, was in einer dreidimensionalen Rückkopplung resultiert, die die Leistungsverteilung im Kern verändert. Die stationären Betriebsbedingungen können nur mit einer Koppelung von Reaktorphysik und Thermohydraulik simuliert werden, so dass neue Hilfsprogramme entwickelt werden müssen. Die gekoppelte neutronische/thermohydraulische Analyse wird mit eigenständigen Program- men durchgeführt, die nur die entsprechenden Daten miteinander austauschen. Die geplanten stationären Untersuchungen benötigen keine Festlegung des Zeitschrittes. Eine iterative Prozedur, in der die Programme parallel laufen, wurde ausgewählt, um die Kopplung zu ermöglichen. Die in dieser Arbeit vorgestellte Programmschnittstelle wurde in der Programmiersprache Perl geschrieben und dient dem Datenaustausch und der Vorbereitung der Eingabedatei, so dass die iterative Prozedur automatisch ablaufen kann. Die gewählte Programmiersprache ermöglicht eine einfache und flexible Nutzung der Programme, die entsprechend den spezifischen Anforderungen ausgewählt wurden und ausgetauscht werden können, um andere Geometrien des HPLWR oder andere Reaktorkonzepte zu untersuchen. Der untersuchte Reaktorkern benötigt 3D Modelle, die für die ausgewählten eigenständigen Programme entwickelt wurden. Der Quellcode der benutzen Hilfsprogramme wurde hinsichtlich der vorgesehenen Verwendung überprüft und die Simulationsergebnisse der einzelnen Tools wurde mit denen anderer Programme verglichen. Nach dem Test der Kopplung wurde ein Ansatz ausgewählt, der Ergebnisse für den kompletten Kern liefert. Die gekoppelte Analyse basiert auf einer Auflösung jedes Brennelements im Kern. Die starken Gradienten des Neutronenflusses im Kern zusammen mit den nicht unerheblichen Veränderungen der Stoffeigenschaften des Wassers während der Aufheizung, erfordern eine genauere Betrachtung als die gemittelte Analyse. Daher wurde der gesamte Kern unterkanalweise aufgelöst. Die Randbedingungen wurden aus der gekoppelten Rechnung verwendet. Dafür wurde die Brennstableistung aus der homogenen Leistungsverteilung rekonstruiert. Die Ergebnisse der Unterkanal-Analyse sind konsistent mit der gemittelten Analyse, liefern jedoch darüber hinaus lokale Hüllrohr- und Brennstofftemperaturen. Die erbrachten Ergebnisse erscheinen physikalisch sinnvoll und wurden nach bestem Inge- nieurverständnis bewertet. Es fehlt jedoc ein abschließender Vergleich mit Experimenten. Die getroffenen Vereinfachungen und Grenzen der Modellierung wurden diskutiert. Die Ergebnisse zeigen einen neuen Detaillierungsgrad für die Kernauslegung und verringen erheblich die Anzahl der nötigen Annahmen, die im Vorfeld getroffen werden müssen und verbessern dadurch ganz wesentlich die Qualität und Zuverlässigkeit der Auslegungsrechnungen für das untersuchte HPLWR-Konzept. iii Abstract Innovative reactor concepts, currently under investigation within the Generation IV Interna- tional Forum, present features which may differ significantly from those of existing reactors and may go beyond the current state-of-the-art approach used for design and safety investigations requiring to develop new analyses tools. The High Performance Light Water Reactor (HPLWR) is an example of such a Generation IV reactor concept with additional requirements for advanced analyses tools; it is a thermal spectrum nuclear reactor cooled and moderated with light water operated at supercritical pressure. The pronounced water density reduction with the heat up, together with the multi-pass core design, results in a pronounced coupling between reactor physics and thermal-hydraulics core analyses which can not be neglected. The water density distribution within the core changes appreciably the reactivity and the leakage probability of the different core regions while the fuel temperature variations, and the associated actinides resonance broadening, results in 3D feedbacks distribution which modifies the power generation within the core. The steady state operative condition can be predicted only with coupled reactor physics / thermal-hydraulics analyses requiring the development of a new computational system. The coupled reactor physics / thermal-hydraulics analysis has been addressed using available stand-alone codes and expressing the coupling via data exchange among them. The envisioned steady state investigations do not raise any question on the time step selection, and an iterative procedure, in which the codes are run in series, has been chosen to achieve the coupling. The developed code-to-code interfaces, written in Perl language, are devoted to data extraction and input file preparation, they enable automation of the iterative procedure. The selected programming language allows simplicity and high flexibility of these code interfaces which have problem dependencies but can be easily modified to apply this system to a different HPLWR design or even to other reactor concepts. The multi-pass core design demands 3D models which have been built for the available stand-alone codes. The selected tools have been checked for the current applications by means of code-to-code comparison and inspection of the source code. After the initial testing of the coupled system, an approach to carry out whole core coupled analysis has been proposed and successfully applied obtaining promising results. These coupled analyses are based on a fuel assembly wise spatial representation of the core. The pronounced neutron flux gradients within the multi-pass core, together with the consid- erable changes in water properties with the heat up, challenges the accuracy of these average values obtained with the coupled system and hence the whole core has been investigated at sub-channel resolution extracting the boundary conditions from the predicted operative condition. A pin-power reconstruction technique has been introduced to produce reliable input data for the sub-channel investigations. These results are consistent with those obtained by the previous coupled analyses and allow to predict local clad and fuel temperatures. Physically sound trends have been observed and the results have been analyzed applying engineering judgment, nonetheless the remaining uncertainty of the results, which is affected by the discussed simplifications and limitations of the modeling, has not been verified against experimental data and additional qualification of the coupled system would be needed. The obtained results represent a new quality in core analyses which drastically reduces the number of a priori assumptions involved in previous core analyses taking into consideration several multi-physics, multi-scale effects. v Acknowledgment The high number of people I would like to thank for their support, advice and useful discussion is an evidence of how lucky I was in my experience within the Forschungzentrum Karlsruhe. First of all, I would like to thank Professor Thomas Schulenberg, director of the Institute for Nuclear and Energy Technologies (IKET), for having accepted me as a PhD candidate in his Institute and allowing me to join the HPLWR European Project. I wish to thank him for his attention and continuous guidance during my three year research at the Institute. I am also very grateful to Dr. Jörg Starflinger, my group leader at the Institute and Coordinator of the HPLWR European Project, for the many useful discussions not only on technical issues but also on professional aspects and organization matter. He always supported my interests for attending international courses and conferences. I wish to thank Dr. Werner Maschek and all his group, in particular Fabrizio Gabrielli and Dr. Andrei Rineiski, for having treated me as a part of their group speeding up my learning and understanding. Special thanks go to Dr. Edgar Kiefhaber for