Most of the acceptance criteria for rigorous safety analyzes are based on local values within the reactor core: thermal-hydraulic, neutron-kinetic or thermomechanical parameters at the fuel pin level. The main goal of performing safety analysis is to check whether these criteria are met during a transient or an accident in a Nuclear Power Plant. The present work describes the development a multi-physics, multi-scale simulation tool that can model: the whole Nuclear Power Plant behavior, the core at the assembly level and the core hot spot at the pin level in order to evaluate local safety parameters. For the simulation of the thermal-hydraulic processes of a Nuclear Power Plant, the thermal-hydraulics system code ATHLET is applied. In order to model the plant level as well as the pin level, ATHLET is coupled to the sub-channel code CTF using the parallel coupling method. In this thesis, both thermal-hydraulics codes were coupled to the neutron diffusion codes QUABOX/CUBBOX and DYN3D at the assembly level using the internal coupling method. For the pin level, several methods to compute the pin power are presented. Pin-by-pin flux reconstruction and Superhomogenization procedure for direct pin-by-pin calculation with a diffusion code are the methods currently applied. Furthermore, two examples of internal couplings of a neutron transport code (the discrete ordinate code TORT-TD and the Method of Characteristics code nTRACER) with a subchannel code (CTF) at the pin level are also described. Those developments are a proof of concept of so-called high fidelity couplings. High fidelity coupled systems are currently too costly for routine applications but represent the future of neutron-physics/thermal-hydraulics simulations. Finally, in the framework of a European project NURESAFE, a new coupling approach using parallel processing on the Salomé platform was applied and is presented. The resulting multi-physics, multi-scale coupled system between ATHLET, CTF and DYN3D was used for advanced coupled simulations of PWR and BWR transients. For the PWR application, a Main Steam Line Break transient at Hot Zero Power was selected. ATHLET-CTF-DYN3D models the whole system from plant level to local pin value in the hot assembly. The CTF model is a hybrid (1:1) mapping with a pin-by-pin resolution in the hot channel. The pin-by-pin power is calculated in DYN3D using the flux reconstruction method. The comparison with a coarser model shows the advantage of a pin level nodalization. For the BWR application, a Turbine Trip without SCRAM was selected. It was the first BWR / high void condition application of the ATHLET-CTF parallel coupling developed during this thesis. The good agreement with the validated ATHLET-DYN3D coupled solution shows the validity of this method even for challenging thermal-hydraulic simulations.     «

Most of the acceptance criteria for rigorous safety analyzes are based on local values within the reactor core: thermal-hydraulic, neutron-kinetic or thermomechanical parameters at the fuel pin level. The main goal of performing safety analysis is to check whether these criteria are met during a transient or an accident in a Nuclear Power Plant. The present work describes the development a multi-physics, multi-scale simulation tool that can model: the whole Nuclear Power Plant behavior, the cor...     »

Viele Akzeptanzkriterien für Sicherheitsanalysen, wie zum Beispiel thermohydraulische, neutronenkinetische oder thermomechanische Parameter, werden auf Basis lokaler Werte innerhalb des Reaktorkerns definiert. Das Hauptziel von Sicherheitsanalysen ist zu prüfen, ob diese Kriterien während einer Transiente oder eines Störfalls in einem Kernkraftwerk eingehalten werden. Die vorliegende Arbeit beschreibt die Entwicklung eines Multiphysik-, Multiskalen-Simulationsprogramms. Dieses Rechenprogramm kann das Verhalten des gesamten Kernkraftwerks simulieren, wobei der Kern auf Brennelementebene und der Kern Hot Spot auf Brennstabebene modelliert sind, um die lokalen Sicherheitsparameter zu bewerten. Für die Simulation der thermohydraulischen Prozesse eines Kernkraftwerks wird der Thermohydrauliksystemcode ATHLET angewendet. Um die Kernkraftwerksebene sowie die Brennstabsebene zu modellieren, ist ATHLET mit dem Unterkanalcode CTF unter Verwendung des parallelen Kopplungsverfahrens gekoppelt. In dieser Arbeit wurden beide Thermohydraulikprogramme auf der Brennelementebene mit den Neutronendiffusionsprogrammen QUABOX/CUBBOX und DYN3D ebenfalls unter Verwendung des internen Kopplungsverfahrens gekoppelt. Zur Berechnung der Brennstabsleistung auf Brennstabebene werden mehrere Methoden beschrieben. Die Pin-by-Pin Neutronenflussrekonstruktion sowie das Superhomogenization Verfahren werden derzeit für die direkte Pin-by-Pin Berechnung mit einem Diffusionscode angewandt. Darüber hinaus werden zwei Beispiele für interne Kopplungen auf Brennstabebene zwischen einem Unterkanalprogramm (CTF) und Neutronentransportprogrammen (TORT-TD, Diskrete Ordinaten Methode; nTRACER, Methode der Charakteristiken) dargelegt. Diese Entwicklungen stellen einen Machbarkeitsnachweis der so genannten High-Fidelity-Kopplungen dar. Derzeit sind gekoppelte High-Fidelity Simulationen zu aufwendig für Routineanwendungen, sodass sie die Zukunft der gekoppelten Neutronenphysik-/Thermohydrauliksimulationen darstellen. Schließlich wurde im Rahmen des europäischen Projekts NURESAFE eine neue Kopplungsmethode mit dem Ansatz der Parallelverarbeitung auf der Plattform Salomé erstellt und präsentiert. Das daraus resultierende Multiphysik-Multiskalen gekoppelte Programmsystem zwischen ATHLET, CTF und DYN3D wurde für fortgeschrittene Simulationen von Transienten in Druck- und Siedewasserreaktoren (DWR, SWR) verwendet. Für die DWR-Anwendung wurde eine Frischdampfleitungsbruchtransiente beim Nulllast Heiß Zustand ausgewählt. ATHLET-CTF-DYN3D modelliert das gesamte System von Kraftwerksebene zu lokalen Brennstabwerten im heißen Brennelement. Das CTF-Modell ist eine Hybrid Zuordnung (1: 1) mit einer Pin-by-Pin-Auflösung im heißen Kanal. Die Brennstableistungsverteilung wird durch das Neutronenflussrekonstruktionsverfahren in DYN3D berechnet. Der Vergleich mit einem gröberen Modell zeigt den Vorteil einer Nodalisierung auf Brennstabebene. Für die SWR-Anwendung wurde eine Turbinenschnellabschaltung ohne Reaktorschnellabschaltung (SCRAM) ausgewählt. Für die parallele Kopplung ATHLET-CTF, die im Rahmen dieser Arbeit entwickelt wurde, war die Simulation eines SWR mit hohem Dampfgehalt die erste Anwendung. Die gute Übereinstimmung mit der gekoppelten Lösung des validierten ATHLET-DYN3D Programmsystems zeigt die Gültigkeit dieser Methode auch für anspruchsvolle thermohydraulische Simulationen.     «

Viele Akzeptanzkriterien für Sicherheitsanalysen, wie zum Beispiel thermohydraulische, neutronenkinetische oder thermomechanische Parameter, werden auf Basis lokaler Werte innerhalb des Reaktorkerns definiert. Das Hauptziel von Sicherheitsanalysen ist zu prüfen, ob diese Kriterien während einer Transiente oder eines Störfalls in einem Kernkraftwerk eingehalten werden. Die vorliegende Arbeit beschreibt die Entwicklung eines Multiphysik-, Multiskalen-Simulationsprogramms. Dieses Rechenprogramm k...     »