Detailed determination of power distribution within the fuel rods of a nuclear reactor using neutron physical and thermohydraulic computer codes
Description
In order to determine in detail the power- and temperature distribution within the fuel rods of a nuclear reactor a modular program system was developped which couples neutronphysical and thermohydraulic computer codes. Results of coarse-mesh calculations for the complete core were used as boundary conditions for the steady-state and transient analysis in a sub-volume of the reactor core. Special emphasis was given to the region of subcooled boiling and the determination of the temperature distribution in the fuel rods when using the program system for the design of BWR's and for calculations of transient operating conditions. The thermohydraulic calculations were performed using the subchannel-analysis as well as one-dimensional thermohydraulics. Using the program systems LUPE-COBRA-L, or LUPE-COCHA power ramps at the top-most end of the control rod displacement which compensate the fuel depletion during BWR-operation. Different displacement lengths and velocities of the control rod as well as 6 x 6 and 8 x 8 fuel rod bundles were taken into consideration. (orig.)
Availability note (English)
MF available from INIS under the Report Number.Abstract (German)
Zur Feinbestimmung von Leistungs- und Temperaturverlaeufen in den Brennstaeben eines Kernreaktors wurde ein modular aufgebautes Programmsystem aus gekoppelten neutronenphysikalischen und thermohydraulischen Rechenprogrammen erstellt. Als Ausgangspunkt fuer die Berechnung der stationaeren und transienten Verlaeufe in einem Untergebiet des Reaktorkerns dienen die Ergebnisse aus Grobmaschen-Ganzkernrechnungen, die als Randbedingung in die Loesung eingehen. Fuer den Einsatz bei Siedewasserreaktor-Auslegungs- und Betriebstransienten-Rechnungen wurde besonderes Gewicht auf den Bereich des unterkuehlten Siedens und auf die Bestimmung der Brennstabtemperaturverlaeufe gelegt. Die thermohydraulischen Rechnungen wurden sowohl mit dem Verfahren der Unterkanalanalyse wie mit Einkanalprogrammen durchgefuehrt. Mit dem Programmsystem LUPE-COBRA-L bzw. COCHA wurden Leistungsrampen, die als Folge von Steuerstabbewegungen zur Abbrandkompensation waehrend des SWR-Betriebes an der Steuerstabspitze auftreten, untersucht. Dabei wurden verschiedene Fahrhoehen und Fahrgeschwindigkeiten des Steuerstabes sowie 6 x 6 und 8 x 8 Brennelementbuendel beruecksichtigt. (orig.)
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Additional titles
- Original title (German)
- Bestimmung der Leistungsfeinverteilung in einem Untergebiet eines Kernreaktors durch gekoppelte neutronenphysikalische und thermohydraulische Rechnungen
Publishing Information
- Imprint Pagination
- 146 p.
- Report number
- IKE--6-141
INIS
- Country of Publication
- Germany
- Country of Input or Organization
- Germany
- INIS RN
- 14783911
- Subject category
- S22: GENERAL STUDIES OF NUCLEAR REACTORS;
- Resource subtype / Literary indicator
- Thesis
- Descriptors DEI
- BWR TYPE REACTORS; COMPUTER CALCULATIONS; COUPLING; FUEL ELEMENTS; HIGH TEMPERATURE; HYDRAULICS; L CODES; NEUTRON DIFFUSION EQUATION; POWER DISTRIBUTION; REACTOR CORES; SPATIAL DISTRIBUTION; THERMODYNAMICS
- Descriptors DEC
- COMPUTER CODES; DISTRIBUTION; REACTOR COMPONENTS; REACTORS; WATER COOLED REACTORS; WATER MODERATED REACTORS