Design, implementation and validation of a new neutron spectral code for high temperature gas reactors

Tantillo, Francesco; Allelein, Hans-Josef; Bardow, André; Macián-Juan, Rafael

doi:HT020207523

Design, implementation and validation of a new neutron spectral code for high temperature gas reactors = Auslegung, Implementierung und Validierung eines neuen Neutronen- Spektralprogramms für gasgekühlte Hochtemperaturreaktoren

Tantillo, Francesco^RWTH*

2018 & 2019

Verantwortlichkeitsangabevorgelegt von Francesco Tantillo

ImpressumAachen 2018

Umfang1 Online-Ressource (IX, 119 Seiten) : Illustrationen, Diagramme

Dissertation, Rheinisch-Westfälische Technische Hochschule Aachen, 2018

Veröffentlicht auf dem Publikationsserver der RWTH Aachen University 2019

Genehmigende Fakultät
Fak04

Hauptberichter/Gutachter
Allelein, Hans-Josef (Thesis advisor)^RWTH* ; Macián-Juan, Rafael (Thesis advisor) ; Bardow, André (Thesis advisor)^RWTH*

Tag der mündlichen Prüfung/Habilitation
2018-11-28

Online
DOI: 10.18154/RWTH-2019-08254
URL: https://publications.rwth-aachen.de/record/766688/files/766688.pdf

Einrichtungen

Lehrstuhl für Reaktorsicherheit und -technik (413110)

Inhaltliche Beschreibung (Schlagwörter)
nuclear (frei) ; reactor physics (frei)

Thematische Einordnung (Klassifikation)
DDC: 620

Kurzfassung
Die Forschungs- und Entwicklungsaktivitäten rund um Generation-IV-Reaktorkonzepte wie den Hochtemperaturreaktor (HTR) fordern heutzutage die Entwicklung und den Einsatz von immer anspruchsvolleren, multiphysikalischen, numerischen Simulationswerkzeugen. Das Ziel dieser Systemcodes ist es, alle sicherheitsrelevanten Aspekte eines hypothetischen Unfallszenarios in einer integrierten und möglichst exakten Weise zu simulieren. Das HTR Code Package (HCP), das am Forschungszentrum Jülich (FZJ) und an der RWTH Aachen entwickelt wurde, soll die genannten Ziele erfüllen. Schwerpunkt dieser Arbeit ist die Ertüchtigung des HCP im Bereich der Neutronik. Im Fokus stand dabei der Entwurf, die Implementierung und Validierung eines neuen Codes zur Berechnung des Neutronenspektrums, welcher die Vorteile einer Multi-Physik-Plattform voll ausschöpft und dabei einen guten Kompromiss zwischen Genauigkeit und benötigter Rechenleistung gewährleistet sowie darüber hinaus eine hohe Benutzerfreundlichkeit aufweist. Die Notwendigkeit eines neuen Spektrum-Codes entstand aufgrund der Tatsache, dass bestehende Codes des FZJ aufgegeben wurden, technisch veraltet sind oder eine entsprechende Dokumentation und Validierung vermissen lassen. Insbesondere waren sie nicht dazu bestimmt, in eine moderne Multi-Physik-Plattform integriert zu werden bzw. in einer objektorientierten Code-Umgebung zu arbeiten. Darüber hinaus besitzen diese Spektrums-Codes wechselseitige Abhängigkeiten mit anderen Codes. Die Auflösung dieser Abhängigkeiten wurde zu einer der Hauptaufgaben der Arbeit und führte zu einer Überprüfung neuester Methoden und Ansätze für die Generierung von Wirkungsquerschnitten im HTGR-Bereich. Der neu entwickelte Code TRISHA (TRansport Integral Spectrum Code und Homogenization Application) enthält zwei Löser: Der eine basiert auf der Neutronendiffusionstheorie, der andere auf der Neutronentransporttheorie. Darüber hinaus ermöglicht der Code in Bezug auf die doppelte Heterogenität des Brennstoffs und der Neutronen-Resonanz-Behandlung, eine Wahl zwischen zwei verschiedenen Dancoff- Faktor-Berechnungsansätzen. Diese analytischen Methoden erweisen sich als sehr präzise und schnell im Vergleich zu traditionellen semi-empirischen, deterministischen Monte-Carlo-Ansätzen. Umfangreiche Rechnungen wurden durchgeführt, um die Gültigkeit und die Genauigkeit von TRISHA nachzuweisen. Konkret wurde der Code parallel zu einer Validierungs- und Verifizierungskampagne mit dem Monte-Carlo-Code Serpent entwickelt. Die Zunahme der Komplexität der Benchmarks spiegelt die Hauptschritte der Entwicklung des Codes wider - von einfach beschichteten Partikeln bis hin zu ersten Kritikalitäts-Validierungs-Benchmarks für den HTR-10. Der Spektralcode wurde auch gegen verschiedene Arten von Brennstoffkonfigurationen getestet, wobei auch Thorium-basierte Brennstoffkreislaufentwürfe berücksichtigt wurden. Besondere Anstrengungen wurden auch in das Design und die Validierung des HCP Datenbibliothekgenerators LibGen gesteckt. Die guten Leistungen des Spektrums- Codes sind daher auch ein Spiegelbild der umfangreichen Arbeiten im Bereich des Erzeugungsprozesses von Neutronendaten. Schließlich sorgen die MGT-3D / MGT-N-Vergleiche dafür, dass die Gültigkeit der Reimplementierung und Refactoring-Arbeit des alten Diffusionscodes MGT-3D hin zu MGT-N als Teil von HCP verifiziert ist.

The research and development activities around the generation IV High Temperature Gas Reactor (HTGR) concept currently demand the development and the usage of increasingly sophisticated multi-physics numerical simulation tools. The goal of these system codes is to simulate in an integrated and accurate manner all the safety relevant aspects of a hypothetical accident scenario. The HTGR Code Package (HCP) project was developed as a joint effort from Forschungszentrum Jülich (FZJ) and RWTH Aachen University, and aims to achieve the abovementioned goals. The focus of this thesis is the neutronics of HCP, and in particular the design, the implementation and the validation a new neutron spectrum code able to exploit the benefits of a multi-physics platform, keeping a well-balanced trade-off between accuracy and computational burden, and being user-friendly at the same time. The need for a new spectrum code arose from the fact that all similar codes, previously developed in FZJ, were limited by dependencies towards other codes, they were not designed to be integrated in modern multi-physics platforms or suited to work in an object-oriented environment. Remove those dependencies became one of the major tasks of the thesis, leading to a review of the latest methods and approaches for data group constants generation in the HTGR field. The newly developed code TRISHA, TRansport Integral Spectrum code and Homogenization Application, contains two different solvers: one based on the neutron diffusion theory and the other one based on the neutron transport theory. Additionally, with respect to the fuel double heterogeneity and neutron resonance treatment, the code allows the user to choose between two different Dancoff factor calculation approaches. These analytical methods proved to be very accurate and fast compared to traditional semi-empirical deterministic and Monte Carlo approaches. Extensive work was done to prove the validity and the accuracy on each part of the TRISHA. In order to achieve that, the code was built in parallel with a validation and verification campaign, considering the Monte Carlo code Serpent as reference code. The increase in complexity of the benchmarks mirrors the major steps of the development of the code. The development started with the simulation of simple coated particles up to the HTR-10 first criticality validation benchmark. The spectrum code was also tested against different kind of fuel designs taking also into consideration thorium-based fuel cycle designs. Particular effort was also put into the design and the validation of the HCP library generator LibGen. The overall good performances of the spectrum code are therefore a reflection of the good level of accuracy reached in the neutron data library generation process. Finally, the MGT-3D / MGT-N comparisons ensure that validity of the reimplementation and refactoring work done on the old diffusion code MGT-3D now part of HCP as MGT-N.

OpenAccess:
PDF
(zusätzliche Dateien)