Optimisation of confinement in a fusion reactor using a nonlinear turbulence model

The confinement of heat in the core of a magnetic fusion reactor is optimised using a multidimensional optimisation algorithm. For the first time in such a study, the loss of heat due to turbulence is modelled at every stage using first-principles nonlinear simulations which accurately capture the turbulent cascade and large-scale zonal flows. The simulations utilise a novel approach, with gyrofluid treatment of the small-scale drift waves and gyrokinetic treatment of the large-scale zonal flows. A simple near-circular equilibrium with standard parameters is chosen as the initial condition. The figure of merit, fusion power per unit volume, is calculated, and then two control parameters, the elongation and triangularity of the outer flux surface, are varied, with the algorithm seeking to optimise the chosen figure of merit. A two-fold increase in the plasma power per unit volume is achieved by moving to higher elongation and strongly negative triangularity.Comment: 32 pages, 8 figures, accepted to JP

Development of a Coupled Neutronics/Thermal-Hydraulics/Fuel Thermo-Mechanics Multiphysics Tool for Best-Estimate PWR Core Simulations

Eine detaillierte Analyse des Reaktorkernverhaltens muss die gegenseitige Wechselwirkung von neutronischen, thermohydraulischen und thermomechanischen EIgenschaften des Kerns berücksichtigen. In den letzten zehn Jahren haben sich neutronisch/thermohydraulisch gekoppelte Simulationen zu einem Standard für die Berechnung des Betriebsverhaltens von Reaktorkernen weiterentwickelt. Der Einfluss des thermomechanischen Brennstoffverhaltens auf die Ergebnisse der Reaktorkernsimulationen ist jedoch bisher noch nicht gut untersucht worden und wird erst seit einigen Jahren analysiert. Die Leitfähigkeit des Spalts zwischen Brennstoff und Hüllrohr und die Wärmeleitfähigkeit des Brennstoffs können nur durch einen thermomechanischen Code genau modelliert werden. Diese Größen variieren in einem großen Bereich während der Lebensdauer der Brennstäbe im Reaktor. Darüber hinaus beeinflussen diese Eigenschaften direkt die Berechnung der Brennstoff- und Kühlmitteltemperatur, und daher ist ihre korrekte Vorhersage in einer Best-Estimate-Simulation von Bedeutung. Diese Doktorarbeit beschreibt die Entwicklung eines multiphysikalischen Werkzeugs, das einen Neutronen-, einen Thermohydraulik- und einen Brennstoff-Thermomechanik-Code koppelt. Die Fähigkeit dieses Werkzeugs, die bestrahlungsabhängigen thermomechanischen Eigenschaften zu modellieren, ermöglicht eine genauere Beschreibung der Betriebseigenschaften eines Reaktorkerns. Die Verifikations- und Validierungsarbeiten, die durchgeführt wurden, um die erhöhte Vorhersagegenauigkeit und Leistung des neuen Multiphysik-Tools zu demonstrieren, werden vorgestellt.Insbesondere wird die Analyse von Reaktivitätsstörfallen (RIA) für einen Vollkern-DWR diskutiert. Bei diesem Auslegungsstörfall müssen Sicherheitskriterien wie z. B. zusätzliche Enthalpie nachgewiesen werden, um die gesetzlichen Anforderungen zu erfüllen. Diese Untersuchung hat im Vergleich zu den Ergebnissen traditioneller Methoden einen signifikanten Einfluss auf die Vorhersage sicherheitsrelevanter Parameter mit dem neuen multiphysikalischen Werkzeug gezeigt. Sie zeigt auch die Bedeutung der Berück-sichtigung der Thermomechanik des Brennstoffs bei Best-Estimate-Simulationen. Große lokale Temperaturabweichungen in den Brennstoffzentraltemperaturen in einer Simulation bei Volllast und ein signifikanter Anstieg in der Vorhersage der Leistungsspitze in einer heißen Nullleistungs-RIA-Transiente sowie ein Anstieg in der vorhergesagten Enthalpie des zugesetzten Brennstoffs werden bei Verwendung des neu entwickelten gekoppelten Codes PARCS-SUBCHANFLOW-TRANSURANUS gefunden. Neben dem Hauptthema der Arbeit wurde eine Methodik zur Vorhersage von thermo-hydraulischen lokalen Sicherheitsparametern unter Ausnutzung der Neutronik/Unterkanal-Thermohydraulik-Kopplung implementiert. Die Implementierung wurde mit einer Monte-Carlo/Unterkanal-Lösung höherer Ordnung verglichen, die einen Unterschied von weniger als 2% bei der Leistungsvorhersage in den meisten Bereichen zeigte. Außerdem ist die erforderliche Berechnungszeit bei ähnlicher Genauigkeit um Größenordnungen kleiner. Diese Fähigkeit hat das Potenzial, in Zukunft durch Hinzufügen einer gekoppelten thermo-mechanischen Analyse auch auf Subkanalebene erweitert zu werden. Die durchgeführten Analysen, die durch die gekoppelte Simulation von Neutronik, Thermo-hydraulik und Brennnadelmechanik ermöglicht wurden, haben gezeigt, wie wichtig ein solcher ganzheitlicher Ansatz ist. Er ermöglicht die Berücksichtigung der bestrahlungs-abhängigen thermo-mechanischen Parameter in der Kernsimulation. Das neu entwickelte Werkzeug, das gekoppelte PARCS-SUBCHANFLOW-TRANSURANUS Simulationen durchführt, ebnet den Weg für die zukünftige Best-Estimate-Analyse von Kernreaktorkernen

Annual Report 2017-2018 of the Institute for Nuclear and Energy Technologies (KIT Scientific Reports ; 7756)

The annual report of the Institute for Nuclear and Energy Technologies of KIT summarizes its research activities and provides some highlights of each working group, like thermal-hydraulic analyses for nuclear fusion reactors, accident analyses for light water reactors, and research on innovative energy technologies: liquid metal technologies for energy conversion, hydrogen technologies and geothermal power plants. The institute has been engaged in education and training in energy technologies

Doctor of Philosophy

dissertationNuclear research reactors are found throughout the world and have been crucial in the advancement of scientific and engineering discoveries but the majority are approaching operational ages that require a renewed focus on safely maintaining and optimizing their use. A novel multilevel safety-factors-centered framework for the optimization and utilization of aging research reactors has been developed that can be implemented at any research reactor facility. The framework consists of an optimization tool for neutron activation analysis (NAA) and irradiation experiments, an optimization system, DACOS, for optimizing reactor operation parameters, and the overall Engineering Safety Culture ideology. The selection of NAA experimental parameters for irradiation in research reactors is essential in lowering the radiation dose to personnel while also minimizing the generation of excessive radioactive products. This comes in competition with assuring that enough activity of an examined sample is produced in order to be able to measure targeted trace nuclei. This is accomplished by coupling a NAA precalculator tool, PyNIC, with the optimization tool, DAKOTA, creating the PyNIC-DAKOTA tool system. This PyNIC-DAKOTA tool system is used to determine the optimal parameters for NAA. The PyNIC-DAKOTA tool system is benchmarked with several examples using the University of Utah TRIGA Reactor (UUTR). The PyNIC-DAKOTA tool system shows expected agreement with the actual NAA experiments. DACOS is a newly developed computational optimization system that merges well-known neutron transport code AGENT and well-known optimization tool DAKOTA. The DACOS can be applied to any reactor configuration for the purpose of optimizing its operation parameters such as but not limited to determining the optimal fuel composition and spatial distribution, amount and position of reflectors and neutron absorbing materials to achieve a specified neutron flux at a given location in the reactor or reactor power level. DACOS demonstrations of application are given for modeling of the UUTR. All of the research reactor optimizations and improvements are housed under the umbrella of a newly formed concept of Engineering Safety Culture and the workflow process that it encompasses. This new ideology is presented with illustrative examples of its implementation and resulting benefits