Accessible Requires Authentication Published by De Gruyter August 18, 2021

Neutronics and both analytical and numerical solutions for the rod centered subchannel thermal-hydraulic model

Kombinierte Berechnung der Neutronenkinetik und der Thermohydraulik eines Brennelements des AP 1000
M. Y. M. Mohsen and M. A. E. Abdel-Rahman
From the journal Kerntechnik

Abstract

This work investigates the capacity to detect safety levels in pressurized water reactors using neutronic and thermal-hydraulic calculations (PWR). The main neutronic parameters, such as criticality calculations, reactivity calculations, burn-up calculations, and power distribution calculations, have been calculated by using MCNPX based on the Monte Carlo method. The hot channel was determined from the power distribution. On the hot channel, the rod-centered sub-channel model was used to investigate the main thermal-hydraulic parameters such as the fuel, cladding, and coolant temperature distribution in both axial and radial directions, the coolant pressure drop, and the departure from nucleate boiling ratio (DNBR). Two techniques were used to solve the rod-centered sub-channel model. MATLAB code was used for the analytical methodology, and COMSOL-Multiphysics computer software was used for the numerical methodology. The numerical technique has demonstrated high accuracy in determining the reactor safety level consistent with the analytical approach.

Abstract

Diese Arbeit untersucht eine Möglichkeit, Sicherheitsniveaus in Druckwasserreaktoren mittels neutronenkinetischer und thermisch-hydraulischer Berechnungen (PWR) abzuschätzen. Die Berechnungen der wichtigsten Neutronenkinetik-Parameter Kritikalität, Reaktivität, Abbrand und Verteilung der Strömung wurden mit MCNPX nach der Monte-Carlo-Methode berechnet. Der Heißkanal wurde aus der Energieverteilung ermittelt. Auf dem Heißkanal wurde das stabzentrierte Unterkanalmodell verwendet, um die wichtigsten thermisch-hydraulischen Parameter wie die Brennstoff-, Mantel- und Kühlmitteltemperaturverteilung in axialer und radialer Richtung, den Kühlmitteldruckabfall und den DNBR. Zwei Techniken wurden verwendet, um das stabzentrierte Unterkanalmodell zu lösen. MATLAB-Code wurde für die analytische Methodik verwendet, und COMSOL-Multiphysics Software wurde für die numerische Methodik verwendet. Die numerische Berechnung zeigt im Vergleich mit dem analytischen Ansatz eine hohe Übereinstimmung.

References

1 Mohsen, M. Y. M.; Soliman, A. Y.; Abdel-Rahman, M. A. E.: Thermal-hydraulic and solid mechanics safety analysis for VVER-1000 reactor using analytical and CFD approaches. Progress in Nuclear Energy 130 (2020) 103568, DOI:10.1016/j.pnucene.2020.103568 Search in Google Scholar

2 Mohsen, M. Y. M.; Abdel-Rahman, M. A. E.; Galahom, A. A.: Integrated analysis of VVER-1000 fuel assembly fueled with accident tolerant fuel (ATF) materials. Annals of Nuclear Energy 159 (2021) 108330, DOI:10.1016/j.anucene.2021.108330 Search in Google Scholar

3 Mohsen, M. Y. M.; Hassan, M. S.; Aziz, M.; Abdel-Rahman, M. A. E.: Investigating the neutronic, thermal-hydraulic, and solid mechanics analysis for AP-1000 nuclear reactor. Energy Sources, Part A: Recovery, Utilization, and Environmental Effects (2021) 1–24, DOI:10.1080/15567036.2021.1912215 Search in Google Scholar

4 Faghihi, F.; Mirvakili, S. M.; Safaei, S.; Bagheri, S.: Neutronics and sub-channel thermal-hydraulics analysis of the Iranian VVER-1000 fuel bundle. Progress in Nuclear Energy 87 (2016) 39–46, DOI:10.1016/j.pnucene.2015.10.020 Search in Google Scholar

5 McKinney, G.: MCNPX User’s Manual. Version 2.7.0. 2011 Search in Google Scholar

6 Lamarsh, J. R.: Introduction to nuclear reactor theory. SERBIULA (sistema Librum 2.0), 2020 Search in Google Scholar

7 Nagla, T. F.; Abdel-Rahman, M. A. E.: Electronic Simulation of Neutronic Transient Studies for PWR-900 MW(e). Journal of Inorganic and General Chemistry/Zeitschrift für anorganische und allgemeine Chemie 646 (2020) 275–281, DOI:10.1002/zaac.202000041 Search in Google Scholar

8 Todreas, N. E.; Kazimi, M. S.: Nuclear systems i thermal hydraulic fundamentals. Hemisphere Publishing Corporation, 1990. Search in Google Scholar

Received: 2020-06-10
Published Online: 2021-08-18
Published in Print: 2021-08-31

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