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    Multiphysics Simulation and Verification of Molten Salt Reactors using GeN-Foam

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    In light of the growing need for detailed analysis of up-and-coming reactor technologies, several codes are under development with the aim of simulating multiphysics phenomena. These codes are largely unproven and unqualified, and as such they must be tested prior to being used for this purpose. This work takes on the task of assessing a particular OpenFOAM-based multiphysics code (GeN-Foam) for potential use in deterministic safety analysis of the Compact Molten Salt Reactor (CMSR) developed by Seaborg Technologies. It begins with an evaluation of the code against the MSFR benchmark developed at CNRS. The code is found to pass the benchmark without issue; thereby its fidelity with respect to several MSR-specific phenomena is established insofar as the benchmark results can be considered accurate. Next, a quite recent neutronic verification scheme is applied to the code, based on the extraction of the point-kinetic component of a transient solution. The code is found to be partially verified in this respect, with one issue encountered in the amplitude of the transient response to a sinusoidal reactivity perturbation. On the other hand, the phase response can be considered verified. Finally, the code is applied to the CMSR. A set of multiphysics simulations are performed of this full-core 3-D porous media model. A mesh independence study is performed on the fully-coupled steady-state solution and a sensitivity study is also performed with regard to the calculation of βeff with DNP transport. Transient simulations are performed of bulk reactivity insertion, loss of moderator cooling, and unprotected loss of flow. Results fall well within reasonable expectations and the general safety benefits of molten salt reactors are exhibited. With this, GeN-Foam is positively assessed for continued use in the design and licensing campaign of the CMSR

    Development and test of a novel verification scheme applied to the neutronic modelling of Molten Salt Reactors

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    This paper presents the extension of a method to verify transient neutron transport solvers earlier developed for reactors with non-moving fuel, to the case of Molten Salt Reactors (MSRs). This method is based on the extraction of the point-kinetic response of a nuclear reactor excited by a mono-chromatic perturbation and on its subsequent comparison with its expected functional dependence. Whereas a simple expression for this dependence exists for systems with fixed fuel, this is not the case for MSRs, as highlighted in many past studies. A workaround is nevertheless proposed in this work, thus giving the possibility to use a similar verification method to the case of MSRs. The method is applied to a simple dynamic MSR solver, demonstrating the capabilities of the technique. Contrary to other verification methods for which the system has to be simplified so that analytical solutions can be derived, the present method can be applied to any heterogeneous system

    Monte Carlo-based multi-physics analysis for transients in Light Water Reactors

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    Die Kernreaktortechnologie ist ein ausgereiftes Feld mit mehreren Jahrzehnten Evolution und wichtigen Akteuren, die auf der ganzen Welt verteilt sind. Ein umfassendes Wissen über diese globale Technologie ist weltweit verfügbar, einschließlich gut etablierter Sicherheitsprinzipien und -praktiken, die hinsichtlich ihrer Verwendung vollständig ausgefüllt werden müssen. In diesem Rahmen ist die kontinuierliche Verbesserung der Sicherheitsstandards der Nuklearindustrie sowie der kommerziellen Ziele von Reaktordesignern und -betreibern eine treibende Kraft für die weltweite Entwicklung hochpräziser Methoden in der Reaktorphysik. Diese neuartigen Werkzeuge schlagen normalerweise ein sehr detailliertes Kopplungsschema zusammen mit einer geringeren Anzahl von Approximationen innerhalb des physikalischen Modellierungsansatzes vor. Dies ist der Treiber für die wissenschaftliche und technologische Frage, die in dieser Arbeit behandelt werden soll, die sich mit der Untersuchung fortschrittlicher Methoden zur Entwicklung gekoppelter neutronisch-thermisch-hydraulischer Berechnungen innerhalb des LWR befasst. Hier, wird ein vielseitiges gekoppeltes Werkzeug zwischen Serpent Monte Carlo-Partikeltransport und SUBCHANFLOW (SCF) -Unterkanal-Thermohydraulikcodes entwickelt, das sich auf transient-Probleme konzentriert, aber auch für stationäre und burnup Berechnungen. Es wird ein Test, Verifizierungs- und Validierungs-prozess bereitgestellt für verschiedene reale LWR-Geometrien und Betriebsbedingungen für stationäre, burnup und transient Berechnungen durchgeführt, der realistischer numerischer Benchmarks sowie experimenteller Daten berücksichtigt. Die Genauigkeit des Ansatzes wird bewertet, wobei auch ein konsistentes Verhalten aller beteiligten physikalischen Phänomene auf pin-wise-Ebene gezeigt wird. Der Schwerpunkt liegt auf der Untersuchung der damit verbundenen Funktionen des Tools, wobei seine Durchführbarkeit für weitere industrieähnliche Anwendungen aufgezeigt wird, wie z.B. die sicherheitsrelevante Analyse für Reactivity Insertion Accidents. Darüber hinaus werden potenzielle Einschränkungen und inhärente Begrenzungen analysiert und verschiedene Pfade vorgeschlagen, was beweist, dass ein MC-basierter Ansatz einen überzeugenden alternativen Pfad für die direkten pin-by-pin full-core LWR-Berechnungen darstellt

    A multiscale method for mixed convective systems - Coupled calculations with ATHLET and OpenFOAM of the PHENIX NCT

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    Das Generation IV International Forum schlug sechs Konzepte für Innovative Reaktoren vor, die am vielversprechendsten sind. Eines dieser Konzepte ist der Natrium gekühlte schnelle Reaktor (SFR) mit einer langen Forschungs- und Entwicklungsgeschichte. Dieser Reaktortyp weist ein hohes Potential auf, um die GEN-IV Kriterien zu erfüllen. Dazu gehört der im Jahr 1968 in Frankreich erbaute und 1973 an das Elektrizitätsnetz angeschlossene PHENIX Reaktor. Dieser Prototypreaktor wurde bis 2004 betrieben und anschließend zu Forschungszwecken, wie der Transmutation und der Evaluation von Unfallszenarien weiter verwendet. Die endgültige Abschaltung des PHENIX Reaktors fand 2009 statt. Zuvor wurden einige finale Tests geplant und durchgeführt, einschließlich eines Tests zur Naturkonvektion (NCT) des Primärkreislaufs. Der Naturkonvektions-Test wird als Benchmark-Test in der vorliegenden Arbeit verwendet und dient Qualifikation und Validierung von System-Rechenprogrammen. Im Rahmen eines EU-Forschungsprojektes wurde der Benchmark-Test als sogenannter Blind-Test durchgeführt. Diese Rechenprogramme verwenden den Ansatz der konzentrierten Parameter und werden zur Berechnung des transienten Verhaltens von thermo-hydraulischen Systemen (STH) angewendet. Mit diesem Ansatz ist es möglich, komplexe Systeme ganzheitlich zu betrachten und zu berechnen. In Deutschland wird das ATHLET Rechenprogramm von der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH entwickelt. Da alle Kernkraftwerke in Deutschland, die zur kommerziellen Stromerzeugung verwendet werden mit Wasser gekühlt sind, wurde ATHLET bislang nur für diese Zwecke entwickelt. Ein Teilprojekt des europäischen THINS Projektes (Thermal-Hydraulics of Innovative Nuclear Systems) ist die Qualifikation von System-Rechenprogrammen, die bisher nur für wassergekühlte Kernkraftwerke entwickelt wurden, für System- und Sicherheitsrechnungen im Rahmen der GEN-IV. Die vorgelegte Arbeit zeigt die Erweiterung des ATHLET Rechenprogramms für Natriumanwendungen mittels eines Multi-Fluid Ansatzes. Numerische Strömungssimulation (CFD) wird in vielen Gebieten der Strömungsmechanik angewandt. Sie gibt qualitativ hochwertige und hoch aufgelöste Ergebnisse in gewünschten Bereichen. Der Rechenaufwand - und damit die Kosten - sind allerdings durch eine damit verbundene, lange Rechenzeit hoch. Die Entwicklung einer optimierten Methode ist ebenfalls Teil des THINS Projekts, bei der die Effektivität einer Berechnung auf Systemebene mit der hohen Auflösung von CFD kombiniert (gekoppelt) werden. Nach einem einleitenden Kapitel werden im Rahmen dieser Arbeit Modifikationen des ATHLET Rechenprogramms für Natriumanwendungen erläutert. Anschließend wird an einem System-Modell für den PHENIX Primärkreislauf im Rahmen des NCT eine Machbarkeitsstudie durchgeführt. Soweit möglich, werden Assessments der Implementierungen mit Hilfe des NCT diskutiert. Danach wird das heiße Becken des PHENIX-Primärkreislaufs in CFD modelliert und mit dem quelloffenen Rechenprogramm OpenFOAM berechnet. Das heiße Becken wurde aus einem der drei großen Volumina ausgewählt. Es wird angenommen, dass hier starke dreidimensionale Effekte vorherrschen, welche durch einen System-Ansatz nicht abgebildet werden können. Die Reynolds gemittelte Navier-Stokes Methode mit einem k-epsilon Turbulenzmodell wird hierbei angewandt. Um die zwei unterschiedlichen Methoden zu kombinieren, wird eine Kopplungsstrategie entwickelt und verifiziert. Die Programmeinbindung wird aufgezeigt und am Beispiel des PHENIX NCT diskutiert. Im Laufe des transienten Szenarios zeigt die gekoppelte Lösungsmethode abweichende Ergebnisse im Vergleich zur alleinigen System-Rechenprogramm Lösung. Dies wird durch starke, dreidimensionale Effekte im heißen Becken des PHENIX Primärkreislaufs hervorgerufen und kann durch das thermo-hydraulische System-Rechenprogramm nicht erfasst werden. Ein weiteres, theoretisches Szenario wird ebenfalls aufgezeigt, um das Potential der verifizierten und diskutierten Kopplungs-Strategie zu veranschaulichen. Hier kann eine Ähnlichkeit zwischen CFD und STH beobachtet werden. Diese tritt auf, wenn die Strömungsrichtung und deren Orientierung in beiden Rechenprogrammen identisch ist. Ebenso müssen die Geschwindigkeitsgrößen sehr klein sein

    Direct Numerical Simulation of Incompressible Flows in Domains of Close Packed Spheres

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    This study aimed to investigate and quantify turbulent flow effects for incompressible, isothermal fluid flows in computational domains consisting of regularly packed spheres using high-fidelity computational fluid dynamics. The flow domains treated in this study are analogous in an idealized sense to those encountered in pebble bed based high temperature nuclear reactors. The quantification of turbulent flow effects serves two purposes. Firstly, it assists in the development of lower-fidelity engineering tools such as Reynolds averaged Navier-Stokes based methodologies. Secondly, the quantification of turbulent flow effects adds to our fundamental understanding of the physics of incompressible flows in complex geometries. The study was conducted using an open-source spectral element computational fluid dynamics code, Nek5000, which was used to perform a series of direct numerical simulations in several flow domains representing both theoretical geometries and idealized sections of a practical reactor core at low to moderate Reynolds numbers. Selected results include the development of a high-fidelity database of numerical data for an expanded unit-cell geometry, the identification of possible very low frequency temporal dynamics in domains featuring several close packed spheres, and the calculation of turbulence statistics in a domain approximating the near-wall region of a reactor core

    Space fusion energy conversion using a field reversed configuration reactor: A new technical approach for space propulsion and power

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    The fusion energy conversion design approach, the Field Reversed Configuration (FRC) - when burning deuterium and helium-3, offers a new method and concept for space transportation with high energy demanding programs, like the Manned Mars Mission and planetary science outpost missions require. FRC's will increase safety, reduce costs, and enable new missions by providing a high specific power propulsion system from a high performance fusion engine system that can be optimally designed. By using spacecraft powered by FRC's the space program can fulfill High Energy Space Missions (HESM) in a manner not otherwise possible. FRC's can potentially enable the attainment of high payload mass fractions while doing so within shorter flight times
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