Thesis (Nucl.E.)--Massachusetts Institute of Technology, Dept. of Nuclear Engineering, 1981. / MICROFICHE COPY AVAILABLE IN ARCHIVES AND SCIENCE. / Includes bibliographical references. / by John Edward Rivera. / Nucl.E.

Thesis (Ph.D.)--Massachusetts Institute of Technology, Dept. of Nuclear Engineering, 1982. / MICROFICHE COPY AVAILABLE IN ARCHIVES AND SCIENCE. / Bibliography: leaves 247-249. / by Wee Tee Loh. / Ph.D.

Dryout and Departure from Nucleate boiling (DNB) are utmost thermal-hydraulic concerns for the safety of LWRs. The behavior of two-phase flows at these conditions is still not fully understood. There is at least a need for a good local velocity and void fraction database at these conditions. This database can be exploited by CFD codes, thereby leading to understanding and predicting DNB and boiling crisis. Since these conditions occur in LWR at pressures greater than 70 bar and temperatures above 285 $^oC$, most instrumentations fail at these conditions. So there is a need for developing or optimizing new instruments for this specific objective. This study will look into the application of Hot Wire Anemometry (HWA) for this application. Previous experiments at near saturation conditions were studied, the hurdles of application of HWA in the HWAT loop at KTH were also investigated. Finally, the deposition of thin film on the HWA sensors for protection was studied. / Dryout och avvikelse från kärnkokning (DNB) är extrema termiska hydrauliska problem för säkerheten för LWR. Tvåfasflödets beteende under dessa förhållanden är fortfarande inte helt förstådd. Det finns ett behov av en god lokal hastighets- och tomrumsfraktionsdatabas under dessa förhållanden. Denna databas kan användas av CFD-koder, vilket leder till att förstå och förutsäga DNB och den kokande krisen. Eftersom dessa förhållanden förekommer i LWR vid tryck större än 70 bar och temperaturer över 285 oC, misslyckas de flesta instrument vid dessa förhållanden. Så det finns ett behov av att utveckla eller optimera nya instrument för detta specifika mål. Denna studie kommer att undersöka tillämpningen av Hot Wire Anemometry (HWA) för denna applikation. Tidigare experiment vid nästan mättnadsförhållanden dissekerades, hinder för tillämpningen av HWA i HWAT-slingan vid KTH undersöktes också. Slutligen undersöks avsättningen av tunn film på HWA-sensorerna för skydd.

Thesis (Nucl.E.)--Massachusetts Institute of Technology, Dept. of Nuclear Engineering, 1981. / MICROFICHE COPY AVAILABLE IN ARCHIVES AND SCIENCE. / Includes bibliographical references. / by James North Loomis. / Nucl.E.

The objective of this thesis is to determine and analyze the dose rate to personnel throughout the proposed IRIS nuclear power plant. To accomplish this objective, complex models of the IRIS plant have been devised, advanced transport theory methods employed, and computationally intense simulations performed. IRIS is an advanced integral, light water reactor with a 335 MWe expected power output (1000 MWth). Due to its integral design, the IRIS pressure vessel has a large downcomer region. The large downcomer and the neutron reflector provide a great deal of additional shielding. This increase in shielding ensures that the IRIS design easily accomplishes the regulatory dose limits for radiation workers. However, The IRIS project set enhanced objectives of further reducing the dose rate to significantly lower levels, comparable or below the limit allowed for general public. The IRIS nuclear power plant design is very compact and has a rather complex geometric structure. Programs that use conventional methods would take too much time or would be unable to provide an answer for such a challenging deep penetration problem. Therefore, the modeling of the power plant was done using a hybrid methodology for automated variance reduction implemented into the MAVRIC sequence of the SCALE6 program package. The methodology is based on the CADIS and FW-CADIS methods. The CADIS method was developed by J.C. Wagner and A. Haghighat. The FW-CADIS method was developed by J.C. Wagner and D. Peplow. Using these methodologies in the MAVRIC code sequence, this thesis shows the dose rate throughout most of the inhabitable regions of the IRIS nuclear power plant. This thesis will also show the regions that are below the dose rate reduction objective set by the IRIS shielding team.

Der Reaktordynamikcodes DYN3D wurde in der neu entwickelten Mehrgruppen-Version DYN3D-MG für die Anwendung auf wassergekühlte Reaktoren alternativ zu industriellen DWR und SWR ertüch-tigt. Es wurde die Anwendbarkeit für den graphitmoderierten Druckröhrenreaktor EGP-6 (KKW Bilibi-no), eine Konzeptstudie eines fortgeschrittenen Siedewasserreaktors mit schnellem Neutronenspekt-rum (RMWR) und das Reaktorkonzept RUTA-70 zur Wärmeversorgung nachgewiesen. Beim RUTA-Reaktor geht es vor allem um die Modellierung des Naturumlaufs des Kühlmittels bei niedrigen Sys-temdrücken. Zur Validierung wurden Experimente zu flashing-induzierten Naturumlaufinstabilitäten an der Versuchsanlage CIRCUS der TU Delft mit RELAP5 nachgerechnet. Für die Anwendung von DYN3D auf die alternativen Reaktorkonzepte wurden Modellerweiterungen und Anpassungen vorgenommen, u.a. Modifikationen in den Wärmeleitungs- und -übergangsmodellen. Vergleichsrechnungen mit dem stationären russischen Feingitter-Diffusionscode ACADEM ergänzen die Verifikationsdatenbasis von DYN3D-MG. Zur Validierung wurden zwei reak-tordynamische Experimente am Reaktor EGP-6 nachgerechnet. Für Reaktoren EGP-6, RMWR und RUTA wurden verschiedene Transienten mit Ausfahren von Re-gelstäben mit und ohne Reaktorschnellabschaltung gerechnet. Weiterhin wurden Analysen für den ATWS-Störfall \"Abschalten aller Hauptkühlmittelpumpen bei Vollleistung\" für den RUTA-Reaktor mit den gekoppelten Programmkomplexen DYN3D/ATHLET und DYN3D/RELAP5 durchgeführt. Der Reaktor geht in einen sicheren Zustand mit reduzierter Leistung bei Naturumlauf des Kühlmittels über. Die Ergebnisse von Analysen zum unkontrollierten Ausfahren einer Regelgruppe für den RMWR lassen dagegen eine belastbare Schlussfolgerung bezüglich der Beherrschbarkeit des Aus-fahrens einer Regelgruppe nicht zu. Abschließend wurde der Nutzen der Programmertüchtigung von DYN3D für die Anwendung auf GenIV -Konzepte und LWR mit hohem Konversionsfaktor bewertet.

Thesis (Ph.D.)--Massachusetts Institute of Technology, Dept. of Nuclear Engineering, 1980. / MICROFICHE COPY AVAILABLE IN ARCHIVES AND SCIENCE / Includes bibliographical references. / by John Edward Kelly. / Ph.D.

A generalized software capability has been developed for the pin-wise loading optimization of light water reactor (LWR) fuel lattices with the enhanced flexibility of control variables that characterize heterogeneous or blended target pins loaded with non-standard compositions, such as minor actinides (MAs). Furthermore, this study has developed the software coupling to evaluate the performance of optimized lattices outside their reflective boundary conditions and within the realistic three-dimensional core-wide environment of a LWR. The illustration of the methodologies and software tools developed helps provide a deeper understanding of the behavior of optimized lattices within a full core environment. The practical applications include the evaluation of the recycling (destruction) of “undesirable” minor actinides from spent nuclear fuel such as Am-241 in a thermal reactor environment, as well as the timely study of planting Np-237 (blended NpO2 + UO2) targets in the guide tubes of typical commercial pressurized water reactor (PWR) bundles for the production of Pu-238, a highly “desirable” radioisotope used as a heat source in radioisotope thermoelectric generators (RTGs). Both of these applications creatively stretch the potential utility of existing commercial nuclear reactors into areas historically reserved to research or hypothetical next-generation facilities. In an optimization sense, control variables include the loadings and placements of materials; U-235, burnable absorbers, and MAs (Am-241 or Np-237), while the objective functions are either the destruction (minimization) of Am-241 or the production (maximization) of Pu-238. The constraints include the standard reactivity and thermal operational margins of a commercial nuclear reactor. Aspects of the optimization, lattice-to-core coupling, and tools herein developed were tested in a concurrent study (Galloway, 2010) in which heterogeneous lattices developed by this study were coupled to three-dimensional boiling water reactor (BWR) core simulations and showed incineration rates of Am-241 targets of around 90%. This study focused primarily upon PWR demonstrations, whereby a benchmarked reference equilibrium core was used as a test bed for MA-spiked lattices and was shown to satisfy standard PWR reactivity and thermal operational margins while exhibiting consistently high destruction rates of Am-241 and Np to Pu conversion rates of approximately 30% for the production of Pu-238.

At Oregon State University the Multi-Application Small Light Water Reactor (MASLWR) integral effects testing facility is being prepared for safety analysis matrix testing in support of the NuScale Power Inc. (NSP) design certification progress. The facility will be used to simulate design basis accident performance of the reactor's safety systems. The design includes an initially evacuated, high pressure capable containment system simulated by a 5 meter tall pressure vessel. The convection-condensation process that occurs during use of the Emergency Core Cooling System has been characterized during two experimental continuous blowdown events. Experimental data has been used to calculate an average heat transfer coefficient for the containment system. The capability of the containment system has been analytically proven to be a conservative estimate of the full scale reactor system. / Graduation date: 2013

Der Reaktordynamikcodes DYN3D wurde in der neu entwickelten Mehrgruppen-Version DYN3D-MG für die Anwendung auf wassergekühlte Reaktoren alternativ zu industriellen DWR und SWR ertüch-tigt. Es wurde die Anwendbarkeit für den graphitmoderierten Druckröhrenreaktor EGP-6 (KKW Bilibi-no), eine Konzeptstudie eines fortgeschrittenen Siedewasserreaktors mit schnellem Neutronenspekt-rum (RMWR) und das Reaktorkonzept RUTA-70 zur Wärmeversorgung nachgewiesen. Beim RUTA-Reaktor geht es vor allem um die Modellierung des Naturumlaufs des Kühlmittels bei niedrigen Sys-temdrücken. Zur Validierung wurden Experimente zu flashing-induzierten Naturumlaufinstabilitäten an der Versuchsanlage CIRCUS der TU Delft mit RELAP5 nachgerechnet. Für die Anwendung von DYN3D auf die alternativen Reaktorkonzepte wurden Modellerweiterungen und Anpassungen vorgenommen, u.a. Modifikationen in den Wärmeleitungs- und -übergangsmodellen. Vergleichsrechnungen mit dem stationären russischen Feingitter-Diffusionscode ACADEM ergänzen die Verifikationsdatenbasis von DYN3D-MG. Zur Validierung wurden zwei reak-tordynamische Experimente am Reaktor EGP-6 nachgerechnet. Für Reaktoren EGP-6, RMWR und RUTA wurden verschiedene Transienten mit Ausfahren von Re-gelstäben mit und ohne Reaktorschnellabschaltung gerechnet. Weiterhin wurden Analysen für den ATWS-Störfall \"Abschalten aller Hauptkühlmittelpumpen bei Vollleistung\" für den RUTA-Reaktor mit den gekoppelten Programmkomplexen DYN3D/ATHLET und DYN3D/RELAP5 durchgeführt. Der Reaktor geht in einen sicheren Zustand mit reduzierter Leistung bei Naturumlauf des Kühlmittels über. Die Ergebnisse von Analysen zum unkontrollierten Ausfahren einer Regelgruppe für den RMWR lassen dagegen eine belastbare Schlussfolgerung bezüglich der Beherrschbarkeit des Aus-fahrens einer Regelgruppe nicht zu. Abschließend wurde der Nutzen der Programmertüchtigung von DYN3D für die Anwendung auf GenIV -Konzepte und LWR mit hohem Konversionsfaktor bewertet.