Multi-Scale Thermal-hydraulic Developments for the Detailed Analysis of the Flow Conditions within the Reactor Pressure Vessel of Pressurized Water Reactors

Die mehrskalige thermohydraulische Analyse und die Entwicklung von mehrskaligen thermohydraulisch gekoppelten Programmen haben sich in den letzten Jahren zu einem vielversprechenden Gebiet im Bereich der Reaktortechnik entwickelt. Sie zielen darauf ab, die Fähigkeiten der thermohydraulischen Simulationswerkzeuge zu verbessern und die thermohydraulischen Phänomene in den Kernkraftsystemen umfassender zu beschreiben. Die mehrskalige thermohydraulische Simulation eines Druckwasserreaktors (PWR) bildet den Schwerpunkt dieser Arbeit. Eine generische Klassifizierung der verschiedenen Multi-Skalen-Kopplungsansätze wird vorgeschlagen und die gekoppelten Programme und Methoden werden verglichen. Die Dissertation entwickelt zwei mehrskalige thermohydraulische Kopplungssysteme: 1) die Verbindung des Systemcodes TRACE der US Nuclear Regulatory Commission (NRC) mit dem Unterkanalprogramm SubChanFlow (SCF) des Karlsruher Instituts für Technologie (KIT) unter Verwendung einer externen Kommunikationsschnittstelle (ECI); 2) die Verbindung des US-amerikanischen NRC-Systemcodes TRACE mit dem französischen Open-Source-CFD-Code TrioCFD unter Verwendung der ICoCo-Methode (Interface for Code Coupling). Die Kopplung TRACE / SCF-ECI wurde als serverloses, paralleles und explizites Kopplungssystem entwickelt, das die Methode der Domänenzerlegung anwendet. Ein neu entwickeltes Toolkit löst dabei die Feldzuordnungsprobleme. Dieses System wurde anhand eines akademischen Kühlmittelmischproblems für einen VVER-1000 als Referenz verifiziert und validiert. Es zeigt sich, dass der gekoppelte Code die Vermischung des Kühlmittels im Reaktordruckbehälter genauer vorhersagen kann. Darüber hinaus wurden die gekoppelten Codes optimiert, um effizienter zu arbeiten. Die Kopplung von TRACE / TrioCFD mithilfe von ICoCo wurde als explizites Server-Client-Kopplungssystem entwickelt, das die domänenübergreifende Methode anwendet und die SALOME MED-Kopplungs-Bibliothek verwendet, um die Feldzuordnung und den Datentransfer zwischen verschiedenen Volumenzellen zu verwalten. Eine neuartige DIAS-Methode (Dynamic-Implicit-Additional-Source) wurde implementiert. Dabei werden die von der MED-Bibliothek aus TrioCFD übersetzten Felder für die Kühlmittelgeschwindigkeit, den Druck, die Kühlmitteltemperatur und die Borkonzentration verwendet, um die vier entsprechenden Felder in TRACE abzubilden. Die Übertragung findet in der gesamten überlappenden Domäne statt. Das Ergebnis wird mit dem VVER-1000-Referenzwert für die Kühlmittelvermischung verglichen, und die verbesserte Fähigkeit der Codes, das Mischen von Kühlmittel im Reaktordruckbehälter vorherzusagen, wird aufgezeigt

An Advanced TRACE Modeling Approach: Automatic Connection of 3D Cartesian and Cylindrical VESSEL Components in Integral Plant Models

Best estimate system thermal-hydraulic codes in the nuclear engineering community, e.g., TRACE, RELAP3D, CATHARE-3, etc., were extended with 3D coarse-mesh components to better describe the 3D Thermal-Hydraulic (TH) phenomena taking place within the Reactor Pressure Vessel (RPV) and the core. The RPV is usually shaped like a cylinder while the core is mostly a cube. Hence, the TRACE code is equipped with a Cylindrical VESSEL and a Cartesian VESSEL. The former one is to represent the RPV (including core), pressurizer, and steam generator. The latter one is more appropriate to represent the core. The two components are connected by two Vessel-Junctions (VJ) at the core inlet and outlet. Due to the different nodalization between the two VESSELs, the analyst needs to do repetitive and error-prone work defining the cell-to-cell junctions and their TH parameters. To facilitate this process, the Karlsruhe Institute of Technology (KIT) has developed an automatic approach based on a mesh-constructing and field-mapping library, namely the MEDCoupling. These new capabilities of TRACE are demonstrated by the analysis of the coolant mixing for an academic case and the AP1000 reactor

Preparation and Characterization of 1,2,3,4- Butane four Carboxylate Transition Metal Complexes

1,2,3,4- butane four carboxylic acidis (Na4C8H6O8) is mainly used to prepare photosensitive materials, medical polymer materials and functional polymer membrane materials.As a permanent finishing agent, 1,2,3,4- butane four carboxylic acid plays an irreplaceable role.In this paper, the preparation of metal complexes by the reaction of 1,2,3,4-butane tetracarboxylic acid tetrasodium salt (Na4C8H6O8) with transition metals is described. The composition and structure of the prepared metal complexes were characterized by infrared spectroscopy, thermogravimetric analysis and elemental analysis. At the same time, through the analysis of thermogravimetric curves, the order of thermal stability of metal complexes is (from large to small): Co2C8H6O8·2H2O > Cd2C8H6O8 ·2H2O > Mn2C8H6O8·2H2O > Ni2C8H6O8·2H2O > Zn2C8H6O8·2H2O > Zn2C8H6O8·2H2O > Cu2C8H6O8 ·2H2O