3-D Neutronics/Thermal-Hydraulics Coupled Models Applied to LWR Nuclear Technology

Esistono alcuni problemi rilevanti nella tecnologia nucleare dei Light Water Reactors (LWRs) che per essere valutati richiedono complessi modelli accoppiati di cinetica neutronica tridimensionale (3-D N-K) e di termoidraulica (T-H). Parte di questi problemi riguarda questioni ancora aperte nei campi della fisica e dell’ingegneria nucleare. Altri fenomeni sono emersi solo recentemente a causa dei sempre più lunghi cicli dei combustibili nei reattori, dei più estremi design dei combustibili, degli innovativi design dei reattori e dei sempre più estremi domini di operazione degli impianti nucleari. A tal fine sono stati recentemente sviluppati specifici benchmark per la “best-estimate” analisi dei transistori nei LWRs, i quali sono stati basati su transitori pianificati ed eseguiti in alcuni impianti nucleari in operazione. La presente tesi esamina alcuni tra i problemi rilevanti per i LWRs e specificatamente: transitori di pompe, Large Break LOCA, instabilità termoidraulica e “noise” nell’operazione degli impianti nucleari. In particolare i seguenti tipi di reattore sono stati analizzati: VVER-1000, ABB BWR, and GE BWR. Alcuni nuovi modelli, metodologie e validazioni sono stati sviluppati nell’ambito delle attività di ricerca che compongono questa tesi. In questa tesi i seguenti benchmark ed eventi sono stati analizzati ed utilizzati come riferimento per i dati sperimentali: l’OECD/NEA VVER-1000 Kozloduy 6 Main Coolant Pump (MCP) switching on benchmark e lo Scram dovuto agli Oscillation Power Range Monitor (OPRM) avvenuto nel BWR di Brunswick 2. Gli studi effettuati per questa ricerca utilizzano diversi avanzati codici di sistema termoidraulici e di cinetica neutronica 3-D, tra i quali: PANACEA, PARCS, TRACG, RELAP5, and TRACE. I seguenti risultati principali sono stati ottenuti: 1) Un modello RELPA5/PARCS per il VVER-1000 è stato sviluppato e qualificato per lo studio di problemi di cinetica 3-D e termoidraulica con geometria esagonale del reticolo del reattore. 2) Un modello avanzato TRACG per BWR che include nodalizzazioni in 3-D per entrambe l’idraulica e la neutronica è stato sviluppato. Questo modello è stato usato per dimostrare che lo Scram avvenuto il 25 dicembre 2006 nell’impianto nucleare di Brunwick Unit 2 (in USA) non è stato un evento d’instabilità termoidraulica. La metodologia sviluppata può essere usata per simulare l’impatto che il “noise” presente durante l’operazione di un impianto nucleare ha sul comportamento oscillatorio dell’impianto stesso. 3) È stato sviluppato ed applicato un modello TRACG con l’accoppiamento tra cinetica neutronica 3-D e termoidraulica per il tipo di reattore BWR/4, il quale include la modellazione di ogni elemento di combustibile presente nel core in canali termoidraulici individuali e separati. Tale modello è il primo in assoluto mai sviluppato per il codice avanzato TRACG.