Investigation of neutronic and thermal-hydraulic performance for HTR-10 under normal operating conditions
Loading...
Date
2003
Authors
Journal Title
Journal ISSN
Volume Title
Publisher
Turkish Atomic Energy Authority
Abstract
OECD Veri Bankasından temin edilen VSOP’94 bilgisayar programı kullanılarak HTR-10 reaktörünün ilk kor yüklemesine ait nötronik ve ısıl- akışkan hesaplamaları gerçekleştirilmiştir. Çalışmanın nötronik kısmında, yakıt elemanları için çift heterojenlik, şpektrum hesaplamalarında akı-büküm geri beslemesi, grafit ve yakıt toplarının homojen karışımı göz önüne alınmıştır. Nötronik hesaplamalar, HTR-10’nun ilk kritiklik hesaplama sonuçlarını içeren başka bir çalışma ile karşılaştırılmıştır. Analizin sonucunda, çoğalma faktöründeki göreli hataların, makul sınırlarda (maksimum %1.34’den düşük) olduğu gözlenmiştir.
Isı-akışkan hesaplamalarda, nötronik hesaplamalarda elde edilen güç dağılım profilleri kullanılmıştır. Bu analizde basınç kabı içerisindeki sıcaklık ve akışkan dağılımları hesaplanmıştır. Hesaplamalarda, kordan minimum akış oranının geçirilmesi, eksensel yönde radyasyonel ısı aktarımının olmaması vb. gibi tutucu kabuller yapılmıştır. Normal işletme koşulları için, maksimum yakıt merkez sıcaklığı 927.4°C olarak hesaplanmıştır. Bu değerin normal işletme ve kaza koşulları için belirlenen sınır olan 1230 °C’nin altında kaldığı görülmüştür.
The VSOP’94 code, obtained from OECD/NEA Data Bank, has been used for the neutronic and thermal-hydraulic prediction calculations for the initial core ioading of the HTR-10 reactor. In the neutronic aspect of this study, double heterogeneity for the fuel element, buckling feedback in the spectrum calculation, and mixture of graphite and fuel balls are taken into account. The results, compared to a relevant study based on the first criticality experiment of HTR-10, indicate that relative errors for the multiplication factor are less than 1.34%, being in a reasonable range. In the thermal-hydraulic analysis, the power distribution obtained from the neutronic calculations is used where temperature and flow distributions are calculated for the reactor core. During the calculations, conservative hydraulics and physics parameters, such as minimum mass flow rates in the core, no radiation heat transfer in the axial direction, are used. The calculated maximum fuel centerline temperature is 927.4°C for normal operating conditions and observed not to exceed the safety limit.
The VSOP’94 code, obtained from OECD/NEA Data Bank, has been used for the neutronic and thermal-hydraulic prediction calculations for the initial core ioading of the HTR-10 reactor. In the neutronic aspect of this study, double heterogeneity for the fuel element, buckling feedback in the spectrum calculation, and mixture of graphite and fuel balls are taken into account. The results, compared to a relevant study based on the first criticality experiment of HTR-10, indicate that relative errors for the multiplication factor are less than 1.34%, being in a reasonable range. In the thermal-hydraulic analysis, the power distribution obtained from the neutronic calculations is used where temperature and flow distributions are calculated for the reactor core. During the calculations, conservative hydraulics and physics parameters, such as minimum mass flow rates in the core, no radiation heat transfer in the axial direction, are used. The calculated maximum fuel centerline temperature is 927.4°C for normal operating conditions and observed not to exceed the safety limit.
Description
Keywords
Calculation, Hesaplama, HTR-10 reactor, HTR-10 reaktör
Citation
Köse, S. ve Kılıç, İ. (2003). Investigation of neutronic and thermal-hydraulic performance for HTR-10 under normal operating conditions. Turkish Journal of Nuclear Sciences, 29(1-2), 1-18.