Development and comparison of optimized PWR core thermal hydraulics model

Thumbnail Image

Files

master_Eteläpää_Eero_2024.pdf (7.33 MB)

URL

Journal Title

Journal ISSN

Volume Title

Insinööritieteiden korkeakoulu | Master's thesis
Unless otherwise stated, all rights belong to the author. You may download, display and print this publication for Your own personal use. Commercial use is prohibited.

Authors

Date

2024-08-19

Department

Major/Subject

Sustainable Energy Conversion Processes

Mcode

ENG3069 

Degree programme

Master's Programme in Advanced Energy Solutions (AAE)

Language

en

Pages

7+72

Series

Abstract

System thermal hydraulics is an integral part of nuclear safety analysis due to its capability in simulating large and complex nuclear power plant systems. The software in this field often have robust coupling between two physics - the thermal hydraulics which includes the fluid flow and heat transfer phenomena, and the neutron kinetics which includes the power behavior of the nuclear fuel in the reactor. Proper simulation of certain phenomena requires three-dimensional modelling of neutron kinetics, and effective three dimensional modeling of neutron kinetics requires at least some three-dimensionality in the thermal hydraulics. The models used in these software are often quite slow due to the large extent of the system simulated. The discretization in the reactor core for instance, is a large factor in the speed of the model. In this thesis, an analysis model of the Loviisa nuclear power plant was modified to run faster by effectively sparsening the spatial discretization in the thermal hydraulics of the reactor core, using a specific spatial mesh overlay. The new model, with the modified reactor core was then compared to other models of the same power plant. A number of typically analysed transients was simulated with the models, to compare their performance. It was shown that the new model performs quite well, in terms of accuracy, consistency and speed. By reducing the number of thermal hydraulic channels in the reactor core from 313 (one TH-channel for every fuel element) to 16, the model runs approximately twice as fast, and is very close in terms of accuracy of the results. Due to the results of this thesis, it is recommended that Fortum (the operator of Loviisa NPP and the collaborative/funding organization of this thesis) replaces one of their analysis models, with the new model created in this thesis.

Järjestelmätason termohydrauliikka on olennainen osa ydinturvallisuusanalyyseja, sillä se tarjoaa kyvyn simuloida suuria ja monimutkaisia laitoskokonaisuuksia ja -järjestelmiä. Termohydrauliikkaohjemistot sisältävät usein kytkennän kahden fysiikan välillä - termohydrauliikan eli virtaus- ja lämmönsiirtoilmiöiden fysiikan ja neutronikinetiikan eli reaktorin polttoaineen tehokäyttäytymisen fysiikan. Tiettyjen ilmiöiden asianmukainen simulointi edellyttää neutronikinetiikan kolmiulotteista mallintamista, ja neutronikinetiikan asianmukainen kolmiulotteinen mallintaminen edellyttää ainakin tietyn tason kolmiulotteisuutta termohydrauliikassa. Näissä ohjelmistoissa käytetyt mallit ovat usein melko hitaita simuloitavan järjestelmän suuren laajuuden vuoksi. Esimerkiksi reaktorisydämen diskretointi on suuri tekijä mallin nopeudessa. Tässä diplomityössä Loviisan ydinvoimalaitoksen analyysimallia muutettiin nopeammaksi käytännössä harventamalla reaktorisydämen termohydrauliikan avaruudellista diskretointia. Uutta mallia, jossa reaktorisydän oli muokattu, verrattiin sitten muihin saman voimalan malleihin. Malleilla simuloitiin useita tyypillisesti analysoituja transientteja niiden suorituskyvyn vertailemiseksi. Osoittautui, että uusi malli toimii melko hyvin sekä tarkkuuden että nopeuden suhteen. Kun reaktorisydämen termohydrauliikkakanavien määrä vähennetään 313:sta (yksi TH-kanava kutakin polttoaine-elementtiä kohti) 16:een, malli toimii noin kaksinkertaisella, ja tarkkuus on silti moneen tilanteeseen riittävää. Tämän työn tulosten perusteella suositellaan, että Fortum (Loviisan ydinvoimalaitoksen operaattori sekä tämän työn yhteistyötaho) korvaa yhden analyysimalleistaan tässä työssä luodulla uudella mallilla.

Description

Supervisor

Kaario, Ossi

Thesis advisor

Kattainen, Atte

Keywords

nuclear power, safety analysis, thermal hydraulics, power plant modelling, reactor physics

Other note

Citation

Permanent link to this item

https://urn.fi/URN:NBN:fi:aalto-202408255655

Collections

[dipl] Insinööritieteiden korkeakoulu / ENG