The PhD program focuses mainly on the code development and validation as well as the safety analysis for the molten salt reactors (MSR). The work is divided into two subprojects. The first one is about the coupled-physical transient simulation for the Molten Salt Reactor Experiment (MSRE, developed and operated by Oak Ridge National Laboratory (ORNL) in 1960s) using the U.S.NRC (U.S. Nuclear Regulatory Commission) thermal-hydraulic code--TRACE. For this purpose a 2-loop equivalent MSRE model was built and necessary modifications of the source code of TRACE were done to introduce the molten salts as the new working fluids. A “circuit solver” built by the “control blocks” was developed to couple the point neutron kinetics with the thermal-hydraulics. Then several kinds of the transient simulations such as the reactivity insertion, reactivity accident, load following or pump shutdown accident were conducted. Finally, the TRACE code reproduced the results of good agreement with the results in the ORNL’s reports, thus the TRACE code was successfully demonstrated for MSRE’s simulation. The second subproject is about the preliminary study on a completely new MSR concept, namely the Dual Fluid molten salt Reactor (DFR). The main job of this part is to investigate the dynamic behavior of the DFR under several kinds of transient conditions. To this end, a simplified, scaled-down coupled-physical fuel channel model built with the Monte Carlo SERPENT code and the MATLAB/MATHCAD code was developed for the steady-state simulation in order to look into the feasibility of this reactor type. Then series of channel-wise dynamic simulations were implemented by introducing some prototypic transients like the reactivity insertion or the fluctuation of the fuel mass flow rate. Furthermore, the impacts of the delay neutron groups and selecting different numerical solvers were also studied. The goal of this subproject is to demonstrate the safety features and the proper research methodology of the DFR.      «

The PhD program focuses mainly on the code development and validation as well as the safety analysis for the molten salt reactors (MSR). The work is divided into two subprojects. The first one is about the coupled-physical transient simulation for the Molten Salt Reactor Experiment (MSRE, developed and operated by Oak Ridge National Laboratory (ORNL) in 1960s) using the U.S.NRC (U.S. Nuclear Regulatory Commission) thermal-hydraulic code--TRACE. For this purpose a 2-loop equivalent MSRE model was...     »

Der Schwerpunkt der Promotion besteht in der Code-Entwicklung und –Validierung sowie die Sicherheitsanalysen für mehrere Flüssigsalzreaktoren. Die Hauptaufgabe wurde in zwei Teilprojekte aufgeteilt. Das erste Teilprojekt fokussierte sich auf die transienten Verhalten des MSREs (engl. „Molten Salt Reactor Experiment“), der von ORNL (engl. „Oak Ridge National Laboratory“) in 1960s entwickelt und erfolgreich betrieben wurde. Die Simulationen wurden mit Hilfe des von der U.S.NRC (engl. „U.S. Nuclear Regulatory Commission“) entwickelten TRACE-Codes durchgeführt. Zu diesem Zweck wurde ein äquivalenter Model vom MSRE mit zwei Kühlkreisläufe im TRACE-Code gebaut und dazu wurde die Modifikationen des Quellecodes noch benötigt, um das Flüssigsalz als eine neue Arbeitsflüssigkeit in den TRACE-Code einzuführen. Außerdem wurde noch ein „Circuit Solver“ mit Hilfe der eingebauten „Control Blocks“ vom TRACE-Code entwickelt, um die Neutronkinetik und die Thermohydraulik zu koppeln. Anschließend wurden mehrere Transienten wie zum Beispiel die Reaktivitätszufuhren, die Reaktivitätsstörfälle, die Lastfolgebetriebe oder der Pumpenabschaltungsstörfall simuliert. Zum Schluss hat der TRACE-Code die Simulationsergebnisse mit guter Übereinstimmungen mit der von ORNL reproduziert, deswegen wurde die Eignung des TRACE-Codes für die Simulationen des MSREs erfolgreich demonstriert. Das zweite Teilprojekt beschäftigt sich mit einer vorläufigen Studie über ein komplett neues Flüssigsalzreaktorkonzept, nämlich den DFR (engl. „Dual Fluid Reactor“). Der Schwerpunkt dieser Arbeit war hauptsächlich die Simulation des dynamischen Verhaltens des DFRs unter transienten Betriebsbedingungen. Zu diesem Zweck wurde das Model des Reaktorkerns so vereinfacht, dass der ganze aus mehreren parallelen Einzelkanälen mit Regionen für den Brennstoff, das Kühlmittel und dem Brennstoffrohr besteht. Mit Hilfe des Monte Carlo Codes SERPENT wurde die stationäre Leistungsverteilung sowie die punkt-kinetischen Parameters berechnet und mit Hilfe eines entwickelten MATLAB/MATHCAD Moduls wurden gekoppelte thermal-hydraulische-und-punkt-kinetische Simulationen durchgeführt. Anschließend wurde einige prototypische Transiente untersucht, beispielsweise eine Reaktivitätszufuhr im Brennstoffsalz sowie Änderungen des Massenstroms des Brennstoffsalzes oder des Kühlmittels. Darüber hinaus wurde die Zuverlässigkeit der möglichen numerischen Lösungsverfahren und die Auswirkung der berücksichtigten Gruppen der verzögerten Neutronen bewertet. Das Ziel dieser Arbeit ist zu demonstrieren, dass das Design des DFRs inhärent sehr sicher ist und es war das Ziel, geeignete Rechenmethoden und Modelle für Sicherheitsanalysen zu entwickeln.      «

Der Schwerpunkt der Promotion besteht in der Code-Entwicklung und –Validierung sowie die Sicherheitsanalysen für mehrere Flüssigsalzreaktoren. Die Hauptaufgabe wurde in zwei Teilprojekte aufgeteilt. Das erste Teilprojekt fokussierte sich auf die transienten Verhalten des MSREs (engl. „Molten Salt Reactor Experiment“), der von ORNL (engl. „Oak Ridge National Laboratory“) in 1960s entwickelt und erfolgreich betrieben wurde. Die Simulationen wurden mit Hilfe des von der U.S.NRC (engl. „U.S. Nuclear...     »