Im Rahmen eines vom BMBF/BMWi geförderten WTZ-Vorhabens wurde der ukrainischen Aufsichtsbehörde der Programmkomplex ATHLET-DYN3D verfügbar gemacht, welcher eine Anbindung des im FZR entwickelten 3D Kernmodells DYN3D an den thermohydraulischen Systemcode ATHLET der GRS darstellt. Zur Validierung dieses gekoppelten Programmcodes wurde eine Meßdatensammlung angelegt, die entsprechend erarbeiteter Richtlinien Daten von geeigneten Betriebstransienten bereitstellt. Für zwei ausgewählte Transienten wurden Validierungsrechnungen durchgeführt. Dabei wurden die Ergebnisse mit den Meßwerten aus der Datensammlung verglichen. Der Programmcode DYN3D wurde von den ukrainischen Experten mit einer Ergänzung zur Berechnung von Reaktivitätskoeffizienten im Funktionsumfang erweitert. Diese Programmentwicklung ermöglicht es, den Einfluß der einzelnen Reaktivitätskoeffizienten bei verschiedenen Betriebsprozessen bzw. Störungen zu untersuchen.

Im Rahmen eines vom BMBF/BMWi geförderten WTZ-Vorhabens wurde der ukrainischen Aufsichtsbehörde der Programmkomplex ATHLET-DYN3D verfügbar gemacht, welcher eine Anbindung des im FZR entwickelten 3D Kernmodells DYN3D an den thermohydraulischen Systemcode ATHLET der GRS darstellt. Zur Validierung dieses gekoppelten Programmcodes wurde eine Meßdatensammlung angelegt, die entsprechend erarbeiteter Richtlinien Daten von geeigneten Betriebstransienten bereitstellt. Für zwei ausgewählte Transienten wurden Validierungsrechnungen durchgeführt. Dabei wurden die Ergebnisse mit den Meßwerten aus der Datensammlung verglichen. Der Programmcode DYN3D wurde von den ukrainischen Experten mit einer Ergänzung zur Berechnung von Reaktivitätskoeffizienten im Funktionsumfang erweitert. Diese Programmentwicklung ermöglicht es, den Einfluß der einzelnen Reaktivitätskoeffizienten bei verschiedenen Betriebsprozessen bzw. Störungen zu untersuchen.

A new method of treating spectral history effects in reactor core calculations was developed and verified in this dissertation. The nature of history effects is a dependence of fuel properties not only on the burnup, but also on the local spectral conditions during burnup. The basic idea of the proposed method is the use of the plutonium-239 concentration as the spectral history indicator. The method was implemented in the reactor dynamics code DYN3D and provides a correction for nodal cross sections according to the local spectral history. A verification of the new method was performed by single-assembly calculations in comparison with results of the lattice code HELIOS. The application of plutonium-based history correction significantly improves the cross section estimation accuracy both for UOX and MOX fuel, with quadratic and hexagonal geometry. The new method was applied to evaluate the influence of history effects on full-core calculation results. Analysis of a PWR equilibrium fuel cycle has shown a significant effect on the axial power distribution during a whole cycle, which causes axial temperature and burnup redistributions. The observed neutron flux redistribution improves neutron economy, so the fuel cycle is longer than in calculations without history corrections. Analyses of hypothetical control rod ejection accidents have shown a minor influence of history effects on the transient course and safety relevant parameters. / Eine neue Methode zur Modellierung der Spektralgeschichte als Bestandteil von Kernreaktorberechnungen wurde in dieser Dissertation entwickelt und verifiziert. Die spektrale Abbrandgeschichte hat praktische Bedeutung für die Brennstoffeigenschaften, die nicht nur von der Höhe des Abbrandwertes, sondern auch vom lokalen Neutronenspektrum während des Abbrandprozesses abhängen. Die Grundidee der vorgeschlagenen Methode besteht in der Nutzung der lokalen Plutonium-239-Konzentration als quantitativen Indikator für die spektrale Abbrandgeschichte. Die Methode wurde in das Reaktordynamikprogramm DYN3D implementiert; sie gewährleistet eine Korrektur der nodalen Wirkungsquerschnitte gemäß der lokalen spektralen Abbrandgeschichte. Eine Verifikation der neuen Methode wurde mit Einzelbrennelementberechnungen im Vergleich zu Ergebnissen des Zellabbrandprogramms HELIOS durchgeführt. Die Korrektur auf der Basis der Plutoniumkonzentration verbessert die Genauigkeit der Wirkungsquerschnitte signifikant, sowohl für UOX als auch für MOX, in quadratischer und hexagonaler Geometrie. Die neue Methode wurde für die Bestimmung des Einflusses der spektralen Abbrandgeschichte auf die Modellierung ganzer Reaktorkerne angewandt. Die Analyse eines DWRGleichgewichtszyklus zeigt eine signifikante Auswirkung auf die axiale Leistungsverteilung während eines ganzen Zyklus. Über die axiale Temperaturverteilung (Rückkopplung) entsteht wiederum eine Rückwirkung auf die Abbrandverteilung selbst. Die beobachtete modifizierte Neutronenflussverteilung verbessert die Neutronenökonomie, sodass der Brennstoffzyklus länger wird, verglichen mit Berechnungen ohne Berücksichtigung der Abbrandgeschichte. Analysen von hypothetischen Stabauswurfszenarien ergaben einen nur geringen Einfluss der Abbrandgeschichte auf Transientenverlauf und sicherheitsrelevante Parameter.

Der Reaktordynamikcode DYN3D wird für Kernanalysen von Natrium-gekühlten schnellen Reaktoren (SFR) erweitert. In diesem Bericht werden neu implementierte thermomechanische Modelle für die adäquate Simulation von SFR-Transienten beschrieben, die die Simulation der axialen Wärmeausdehnung von Brennstäben und die radiale Ausdehnung des Reaktorkerns umfassen. Darüber hinaus wurde das Verfahren zur Erstellung von Querschnittsbibliotheken für DYN3D für SFR-Analysen erweitert. Die Verifizierung der neuen Modelle und der Querschnittserstellung erfolgte auf Vollkern-Ebene mit stationären Experimenten von der BFS-Testanlage des IPPE Obninsk und Daten des großen oxidischen Kerns des OECD/NEA-Benchmark und den Experimenten zum Zyklusende des Phenix-Kerns. Die DYN3D-Ergebnisse wurden mit der Monte-Carlo-Referenzlösung verglichen, die durch den SERPENT-Code berechnet wurde. Die Testergebnisse zeigen, dass die neu entwickelten Modelle die Wärmeausdeh-nungseffekte der Kernstruktur genau berücksichtigen können. Das neu entwickelte Verfahren zur Erstellung von Querschnittsbibliotheken wurde ebenfalls auf der Basis von SERPENT-Ergebnissen erfolgreich verifiziert. Zur Validierung wurden mehrere Tests, die sowohl stationäre als auch transiente Fälle aus den Phenix-Experimenten enthalten, mit DYN3D berechnet. Die DYN3D-Lösungen weisen eine gute Übereinstimmung mit den experimentellen Daten auf, was die Anwendbarkeit der Codes für Kernanalysen von Natrium-gekühlten schnellen Reaktoren bestätigt.

Der Reaktordynamikcode DYN3D wird für Kernanalysen von Natrium-gekühlten schnellen Reaktoren (SFR) erweitert. In diesem Bericht werden neu implementierte thermomechanische Modelle für die adäquate Simulation von SFR-Transienten beschrieben, die die Simulation der axialen Wärmeausdehnung von Brennstäben und die radiale Ausdehnung des Reaktorkerns umfassen. Darüber hinaus wurde das Verfahren zur Erstellung von Querschnittsbibliotheken für DYN3D für SFR-Analysen erweitert. Die Verifizierung der neuen Modelle und der Querschnittserstellung erfolgte auf Vollkern-Ebene mit stationären Experimenten von der BFS-Testanlage des IPPE Obninsk und Daten des großen oxidischen Kerns des OECD/NEA-Benchmark und den Experimenten zum Zyklusende des Phenix-Kerns. Die DYN3D-Ergebnisse wurden mit der Monte-Carlo-Referenzlösung verglichen, die durch den SERPENT-Code berechnet wurde. Die Testergebnisse zeigen, dass die neu entwickelten Modelle die Wärmeausdeh-nungseffekte der Kernstruktur genau berücksichtigen können. Das neu entwickelte Verfahren zur Erstellung von Querschnittsbibliotheken wurde ebenfalls auf der Basis von SERPENT-Ergebnissen erfolgreich verifiziert. Zur Validierung wurden mehrere Tests, die sowohl stationäre als auch transiente Fälle aus den Phenix-Experimenten enthalten, mit DYN3D berechnet. Die DYN3D-Lösungen weisen eine gute Übereinstimmung mit den experimentellen Daten auf, was die Anwendbarkeit der Codes für Kernanalysen von Natrium-gekühlten schnellen Reaktoren bestätigt.

Im Rahmen eines vom BMBF/BMWi geförderten WTZ-Vorhabens wurde dem Institute for Nuclear Research and Nuclear Energy (INRNE) in Sofia der Programmcode DYN3D sowie der gekoppelte Programmkomplex ATHLET-DYN3D verfügbar gemacht. Dabei stellt dieser Programmkomplex eine Anbindung des im FZR entwickelten 3D Kernmodells DYN3D an den thermohydraulischen Systemcode ATHLET der GRS dar. Zur Validierung dieser Programmcodes wurde eine Messdatensammlung zu einem Inbetriebnahmeexperiment am Block 6 des KKW Kozloduj (WWER-1000/320) erstellt. Die Ergebnisse der durchgeführten Validierungsrechnungen wurden mit den Messwerten aus der Datensammlung verglichen. In den Programmcode DYN3D wurde von den bulgarischen Experten ein vereinfachtes Modell zur Simulation von Querströmungen zwischen den Brennelementen integriert. Dieses Querströmungsmodell ermöglicht es, Prozesse mit asymmetrischen Randbedingungen realistischer zu betrachten. Eine erste Bewertung des implementierten Strömungsmodells erfolgt durch Vergleichsrechnungen zwischen dem modifizierten DYN3D Code und dem Unterkanalanalyse-Code COBRA-4I sowie auf der Grundlage von verfügbaren Messdaten aus dem KKW Kozloduj.

Im Rahmen eines vom BMBF/BMWi geförderten WTZ-Vorhabens wurden der Transfer des im Forschungszentrum Rossendorf (FZR) entwickelten Programmcodes DYN3D und seine Integration in die programmtechnische Basis des Instituts für Physik und Energietechnik (IPPE) Obninsk realisiert. Das neutronenkinetische Programmodul von DYN3D wurde von den russischen Experten genutzt, um den im IPPE verwendeten Thermohydraulikcode um die Funktion der 3D Neutronenkinetik zu erweitern. Zur Modernisierung der bisher bei Störfallanalysen verwendeten makroskopischen Wirkungsquerschnitte wurde mit dem Programmcode WIMS/D4 eine neue Datenbibliothek generiert, welche auch die bereits in WWER-Reaktoren umgesetzten Konzepte zu modifizierten Kernbeladungen (abbrennbare Absorber unterschiedlicher Borkonzentration) berücksichtigen kann. Diese Querschnittdatenbibliothek wurde an DYN3D angeschlossen und in ersten Vergleichsrechnungen auf seine Funktionstüchtigkeit sowie Genauigkeit überprüft. Für das unter Beteiligung von IPPE erstellte integrale Reaktorkonzept ABV-67 wurden sowohl mit DYN3D als auch mit dem gekoppelten Programmkomplex erste ATWS-Analysen durchgeführt. Der im IPPE entwickelte Fluiddynamikcode DINCOR wurde dem FZR zur Nutzung übergeben und durch gemeinsame Nachrechnungen von Modellaufgaben zum kurzzeitigen Schmelzeverhalten (CORVIS-Experimente) validiert.

Im Rahmen eines vom BMBF/BMWi geförderten WTZ-Vorhabens wurde dem Institute for Nuclear Research and Nuclear Energy (INRNE) in Sofia der Programmcode DYN3D sowie der gekoppelte Programmkomplex ATHLET-DYN3D verfügbar gemacht. Dabei stellt dieser Programmkomplex eine Anbindung des im FZR entwickelten 3D Kernmodells DYN3D an den thermohydraulischen Systemcode ATHLET der GRS dar. Zur Validierung dieser Programmcodes wurde eine Messdatensammlung zu einem Inbetriebnahmeexperiment am Block 6 des KKW Kozloduj (WWER-1000/320) erstellt. Die Ergebnisse der durchgeführten Validierungsrechnungen wurden mit den Messwerten aus der Datensammlung verglichen. In den Programmcode DYN3D wurde von den bulgarischen Experten ein vereinfachtes Modell zur Simulation von Querströmungen zwischen den Brennelementen integriert. Dieses Querströmungsmodell ermöglicht es, Prozesse mit asymmetrischen Randbedingungen realistischer zu betrachten. Eine erste Bewertung des implementierten Strömungsmodells erfolgt durch Vergleichsrechnungen zwischen dem modifizierten DYN3D Code und dem Unterkanalanalyse-Code COBRA-4I sowie auf der Grundlage von verfügbaren Messdaten aus dem KKW Kozloduj.

Im Rahmen eines vom BMBF/BMWi geförderten WTZ-Vorhabens wurden der Transfer des im Forschungszentrum Rossendorf (FZR) entwickelten Programmcodes DYN3D und seine Integration in die programmtechnische Basis des Instituts für Physik und Energietechnik (IPPE) Obninsk realisiert. Das neutronenkinetische Programmodul von DYN3D wurde von den russischen Experten genutzt, um den im IPPE verwendeten Thermohydraulikcode um die Funktion der 3D Neutronenkinetik zu erweitern. Zur Modernisierung der bisher bei Störfallanalysen verwendeten makroskopischen Wirkungsquerschnitte wurde mit dem Programmcode WIMS/D4 eine neue Datenbibliothek generiert, welche auch die bereits in WWER-Reaktoren umgesetzten Konzepte zu modifizierten Kernbeladungen (abbrennbare Absorber unterschiedlicher Borkonzentration) berücksichtigen kann. Diese Querschnittdatenbibliothek wurde an DYN3D angeschlossen und in ersten Vergleichsrechnungen auf seine Funktionstüchtigkeit sowie Genauigkeit überprüft. Für das unter Beteiligung von IPPE erstellte integrale Reaktorkonzept ABV-67 wurden sowohl mit DYN3D als auch mit dem gekoppelten Programmkomplex erste ATWS-Analysen durchgeführt. Der im IPPE entwickelte Fluiddynamikcode DINCOR wurde dem FZR zur Nutzung übergeben und durch gemeinsame Nachrechnungen von Modellaufgaben zum kurzzeitigen Schmelzeverhalten (CORVIS-Experimente) validiert.

The superior advantage of a nodal method for reactor cores with hexagonal fuel assemblies discretized as cells consisting of equilateral triangles is its mesh refinement capability. In this thesis, a diffusion and a simplified P3 (or SP3) neutron transport nodal method are developed based on trigonal geometry. Both models are implemented in the reactor dynamics code DYN3D. As yet, no other well-established nodal core analysis code comprises an SP3 transport theory model based on trigonal meshes. The development of two methods based on different neutron transport approximations but using identical underlying spatial trigonal discretization allows a profound comparative analysis of both methods with regard to their mathematical derivations, nodal expansion approaches, solution procedures, and their physical performance. The developed nodal approaches can be regarded as a hybrid NEM/AFEN form. They are based on the transverse-integration procedure, which renders them computationally efficient, and they use a combination of polynomial and exponential functions to represent the neutron flux moments of the SP3 and diffusion equations, which guarantees high accuracy. The SP3 equations are derived in within-group form thus being of diffusion type. On this basis, the conventional diffusion solver structure can be retained also for the solution of the SP3 transport problem. The verification analysis provides proof of the methodological reliability of both trigonal DYN3D models. By means of diverse hexagonal academic benchmark and realistic detailed-geometry full-transport-theory problems, the superiority of the SP3 transport over the diffusion model is demonstrated in cases with pronounced anisotropy effects, which is, e.g., highly relevant to the modeling of fuel assemblies comprising absorber material.