- AutorIn
- S. Kliem
- E. Nikitin
- R. Rachamin
- V. Glivici-Cotruta
- Titel
- WTZ Russland - Transientenanalysen für schnelle Reaktoren
- Untertitel
- WTZ Russland - Transientenanalysen für schnelle Reaktoren
- Zitierfähige Url:
- https://nbn-resolving.org/urn:nbn:de:bsz:d120-qucosa-233082
- Schriftenreihe
- Wissenschaftlich-Technische Bericht
- Bandnummer
- HZDR-086
- Abstract (DE)
- Der Reaktordynamikcode DYN3D wird für Kernanalysen von Natrium-gekühlten schnellen Reaktoren (SFR) erweitert. In diesem Bericht werden neu implementierte thermomechanische Modelle für die adäquate Simulation von SFR-Transienten beschrieben, die die Simulation der axialen Wärmeausdehnung von Brennstäben und die radiale Ausdehnung des Reaktorkerns umfassen. Darüber hinaus wurde das Verfahren zur Erstellung von Querschnittsbibliotheken für DYN3D für SFR-Analysen erweitert. Die Verifizierung der neuen Modelle und der Querschnittserstellung erfolgte auf Vollkern-Ebene mit stationären Experimenten von der BFS-Testanlage des IPPE Obninsk und Daten des großen oxidischen Kerns des OECD/NEA-Benchmark und den Experimenten zum Zyklusende des Phenix-Kerns. Die DYN3D-Ergebnisse wurden mit der Monte-Carlo-Referenzlösung verglichen, die durch den SERPENT-Code berechnet wurde. Die Testergebnisse zeigen, dass die neu entwickelten Modelle die Wärmeausdeh-nungseffekte der Kernstruktur genau berücksichtigen können. Das neu entwickelte Verfahren zur Erstellung von Querschnittsbibliotheken wurde ebenfalls auf der Basis von SERPENT-Ergebnissen erfolgreich verifiziert. Zur Validierung wurden mehrere Tests, die sowohl stationäre als auch transiente Fälle aus den Phenix-Experimenten enthalten, mit DYN3D berechnet. Die DYN3D-Lösungen weisen eine gute Übereinstimmung mit den experimentellen Daten auf, was die Anwendbarkeit der Codes für Kernanalysen von Natrium-gekühlten schnellen Reaktoren bestätigt.
- Freie Schlagwörter (DE)
- DYN3D, SERPENT, Natrium gekühlter Reaktor, thermomechanische Modelle, Validierung
- Freie Schlagwörter (EN)
- DYN3D, SERPENT, sodium cooled reactor, thermomechanical models, validation
- Verlag
- Helmholtz-Zentrum Dresden - Rossendorf, Dresden
- URN Qucosa
- urn:nbn:de:bsz:d120-qucosa-233082
- Veröffentlichungsdatum Qucosa
- 05.04.2018
- Dokumenttyp
- Bericht
- Sprache des Dokumentes
- Deutsch