This study explores the behavior of a Boiling Water Reactor (BWR) during a turbine trip scenario initiated by the abrupt closure of the turbine stop valve. The RELAP5/Mod3.4 code is employed to make calculations using the Laguna Verde Nuclear Power Plant input model provided by Innovative Software Systems Company. The event sequences and initial boundary conditions are sourced from the Boiling Water Reactor Turbine Trip 2 Benchmark created by NEA. Results are subsequently compared against the benchmark values. In order to gauge the risk of a turbine trip event leading to elevated power, which could in turn cause Critical Heat Flux (CHF)-related issues in cladding temperature, a best-estimate case is developed. Our findings indicate that the closure of the turbine stop valve (TSV) resulted in a collapse of the void fraction within the reactor core. Although the core power doubled the initial level, the negative feedback mechanism effectively suppressed the power pulse. Throughout the transient phase, the maximum cladding temperature stayed below the CHF threshold, a fact attributable to the fuel's conductivity and the rapid progression of the transient. We further analyzed three hypothetical scenarios to test the computational boundaries of the plant model. The third scenario, which combines conditions from the first two, produced elevated outcomes (6500MW core power, 598K cladding temperature, and 7900kPa dome pressure) as expected. Notably, while the CHF limit remained unbreached in this scenario, literature reviews suggest potential core meltdown risks in subsequent stages of this calculation. Our sensitivity analyses determined that variations in the gamma heating coefficient or the maximum time step of the calculations have little to no impact on core power or peak cladding temperature. Conversely, we noted a significant reduction, approximately 35\%, in the power peak, underscoring the high sensitivity of the parameters to the initial triggering of the SCRAM mechanism. Our results also recommend rapid and early actuation of the BPV as a measure to dampen the pressure wave, consequently decreasing both the power peak and peak cladding temperatures. / Thesis / Master of Applied Science (MASc) / This research investigates the response of the Laguna Verde Boiling Water Reactor to a turbine trip event using the RELAP5/Mod3.4 thermal-hydraulic analysis code. From reactor safety perspective a best-estimate case is evaluated, as well as three additional hypothetical scenarios. Findings are compared with the Boiling Water Reactor Turbine Trip II Benchmark results. Additionally, sensitivity analyses focusing on plant parameters such as shutdown rod behavior, gamma heating coefficient, turbine stop valve, and steam bypass valve characteristics conducted to determine their impact on the results. Insights from these analyses aim to enhance safety protocols and refine best practices in boiling water reactor management.

Das Vorhaben bestand in der Validierung des gekoppelten neutronenkinetisch-thermohydraulischen Programmkomplexes ATHLET/DYN3D für Siedewasserreaktoren durch Teilnahme an dem OECD/NRC Benchmark zum Turbinenschnellschluss. Das von der OECD und der amerikanischen NRC definierte Benchmark basiert auf einem Experiment mit Schließens des Turbinenschnellschlussventils, das 1977 im Rahmen einer Serie von 3 Experimenten im Kernkraftwerk Peach Bottom 2 durchgeführt wurde. Im Experiment erzeugte das Schließen des Ventils eine Druckwelle, die sich unter Abschwächung bis in den Reaktorkern ausbreitete. Die durch den Druckanstieg bewirkte Kondensation von Dampf im Reaktorkern führte zu einem positiven Reaktivitätseintrag. Der folgende Anstieg der Reaktorleistung wurde durch die Rückkopplung und das Einfahren der Regelstäbe begrenzt. Im Rahmen des Benchmarks konnten die Rechenprogramme durch Vergleiche mit den Messergebnissen und den Ergebnissen der anderen Teilnehmer an dem Benchmark validiert werden. Das Benchmark wurde in 3 Phasen oder Exercises eingeteilt. Die Phase I diente der Überprüfung des thermohydraulischen Modells für das System bei vorgegebener Leistungsfreisetzung im Kern. In der Phase II wurden 3-dimensionale Berechnungen des Reaktorkerns für vorgegebene thermohydraulische Randbedingungen durchgeführt. Die gekoppelten Rechnungen für das ausgewählte Experiment und für 4 extreme Szenarien erfolgten in der Phase III. Im Rahmen des Projekts nahm FZR an Phase II und Phase III des Benchmarks teil. Die Rechnungen für Phase II erfolgten mit dem Kernmodell DYN3D unter Berücksichtigung der Heterogenitätsfaktoren und mit 764 thermohydraulischen Kanälen (1 Kanal/Brennelement). Der ATHLET-Eingabedatensatz für die Reaktoranlage wurde von der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) übernommen und für die Rechnungen zu Phase III, die mit der parallelen Kopplung von ATHLET mit DYN3D erfolgten, geringfügig modifiziert. Für räumlich gemittelte Parameter wurde eine gute Übereinstimmung mit den Messergebnissen und den Resultaten anderer Codes erzielt. Der Einfluss der Modellunterschiede wurde mit Hilfe von Variantenrechnungen zu Phase II untersucht. So können Unterschiede in der Leistungs- und Voidverteilung in einzelnen Brennelementen auf die unterschiedliche neutronenkinetische und thermohydraulische Modellierung des Reaktorkerns zurückgeführt werden. Vergleiche zwischen ATHLET/DYN3D (parallele Kopplung) und ATHLET/QUABOX-CUBBOX (interne Kopplung) zeigen für räumlich gemittelte Parameter nur geringe Unterschiede. Abweichungen in den lokalen Parametern können im wesentlichen mit der unterschiedlichen Modellierung des Reaktorkerns erklärt werden (geringere Anzahl von modellierten Kühlkanälen, keine Berücksichtigung der Heterogenitätsfaktoren und ein anderes Siedemodell in der Rechnung mit ATHLET/QUABOX-CUBBOX). Die Rechnungen für die extremen Szenarien von Phase III zeigen die Anwendbarkeit des gekoppelten Programms ATHLET/DYN3D für die Bedingungen bei Störfällen, die weit über das Experiment hinausgehen.

Das Vorhaben bestand in der Validierung des gekoppelten neutronenkinetisch-thermohydraulischen Programmkomplexes ATHLET/DYN3D für Siedewasserreaktoren durch Teilnahme an dem OECD/NRC Benchmark zum Turbinenschnellschluss. Das von der OECD und der amerikanischen NRC definierte Benchmark basiert auf einem Experiment mit Schließens des Turbinenschnellschlussventils, das 1977 im Rahmen einer Serie von 3 Experimenten im Kernkraftwerk Peach Bottom 2 durchgeführt wurde. Im Experiment erzeugte das Schließen des Ventils eine Druckwelle, die sich unter Abschwächung bis in den Reaktorkern ausbreitete. Die durch den Druckanstieg bewirkte Kondensation von Dampf im Reaktorkern führte zu einem positiven Reaktivitätseintrag. Der folgende Anstieg der Reaktorleistung wurde durch die Rückkopplung und das Einfahren der Regelstäbe begrenzt. Im Rahmen des Benchmarks konnten die Rechenprogramme durch Vergleiche mit den Messergebnissen und den Ergebnissen der anderen Teilnehmer an dem Benchmark validiert werden. Das Benchmark wurde in 3 Phasen oder Exercises eingeteilt. Die Phase I diente der Überprüfung des thermohydraulischen Modells für das System bei vorgegebener Leistungsfreisetzung im Kern. In der Phase II wurden 3-dimensionale Berechnungen des Reaktorkerns für vorgegebene thermohydraulische Randbedingungen durchgeführt. Die gekoppelten Rechnungen für das ausgewählte Experiment und für 4 extreme Szenarien erfolgten in der Phase III. Im Rahmen des Projekts nahm FZR an Phase II und Phase III des Benchmarks teil. Die Rechnungen für Phase II erfolgten mit dem Kernmodell DYN3D unter Berücksichtigung der Heterogenitätsfaktoren und mit 764 thermohydraulischen Kanälen (1 Kanal/Brennelement). Der ATHLET-Eingabedatensatz für die Reaktoranlage wurde von der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) übernommen und für die Rechnungen zu Phase III, die mit der parallelen Kopplung von ATHLET mit DYN3D erfolgten, geringfügig modifiziert. Für räumlich gemittelte Parameter wurde eine gute Übereinstimmung mit den Messergebnissen und den Resultaten anderer Codes erzielt. Der Einfluss der Modellunterschiede wurde mit Hilfe von Variantenrechnungen zu Phase II untersucht. So können Unterschiede in der Leistungs- und Voidverteilung in einzelnen Brennelementen auf die unterschiedliche neutronenkinetische und thermohydraulische Modellierung des Reaktorkerns zurückgeführt werden. Vergleiche zwischen ATHLET/DYN3D (parallele Kopplung) und ATHLET/QUABOX-CUBBOX (interne Kopplung) zeigen für räumlich gemittelte Parameter nur geringe Unterschiede. Abweichungen in den lokalen Parametern können im wesentlichen mit der unterschiedlichen Modellierung des Reaktorkerns erklärt werden (geringere Anzahl von modellierten Kühlkanälen, keine Berücksichtigung der Heterogenitätsfaktoren und ein anderes Siedemodell in der Rechnung mit ATHLET/QUABOX-CUBBOX). Die Rechnungen für die extremen Szenarien von Phase III zeigen die Anwendbarkeit des gekoppelten Programms ATHLET/DYN3D für die Bedingungen bei Störfällen, die weit über das Experiment hinausgehen.

<p>Analyses of nuclear reactor safety have increasingly required coupling of full three dimensional neutron kinetics (NK) core models with system transient thermal-hydraulics (TH) codes. To produce results within a reasonable computing time, the coupled codes use different spatial description of the reactor core. The TH code uses few, typically 5 to 20 TH channels, which represent the core. The NK code uses explicit node for each fuel assembly. Therefore, a spatial mapping of coarse grid TH and fine grid NK domain is necessary. However, improper mappings may result in loss of valuable information, thus causing inaccurate prediction of safety parameters.</p><p>The purpose of this thesis is to study the sensitivity of spatial coupling (channel refinement and spatial mapping) and develop recommendations for NK-TH mapping in simulation of safety transients – Control Rod Drop, Turbine Trip, Feedwater Transient combined with stability performance (minimum pump speed of recirculation pumps).</p><p>The research methodology consists of spatial coupling convergence study, as increasing number of TH channels and different mapping approach the reference case. The reference case consists of one TH channel per one fuel assembly. The comparison of results has been done under steady-state and transient conditions. Obtained results and conclusions are presented in this licentiate thesis.</p>

Analyses of nuclear reactor safety have increasingly required coupling of full three dimensional neutron kinetics (NK) core models with system transient thermal-hydraulics (TH) codes. To produce results within a reasonable computing time, the coupled codes use different spatial description of the reactor core. The TH code uses few, typically 5 to 20 TH channels, which represent the core. The NK code uses explicit node for each fuel assembly. Therefore, a spatial mapping of coarse grid TH and fine grid NK domain is necessary. However, improper mappings may result in loss of valuable information, thus causing inaccurate prediction of safety parameters. The purpose of this thesis is to study the sensitivity of spatial coupling (channel refinement and spatial mapping) and develop recommendations for NK-TH mapping in simulation of safety transients – Control Rod Drop, Turbine Trip, Feedwater Transient combined with stability performance (minimum pump speed of recirculation pumps). The research methodology consists of spatial coupling convergence study, as increasing number of TH channels and different mapping approach the reference case. The reference case consists of one TH channel per one fuel assembly. The comparison of results has been done under steady-state and transient conditions. Obtained results and conclusions are presented in this licentiate thesis.

Analyses of nuclear reactor safety have increasingly required coupling of full three dimensional neutron kinetics (NK) core models with system transient thermal–hydraulics (TH) codes.  In order to produce results within a reasonable computing time, the coupled codes use two different spatial description of the reactor core.  The TH code uses few, typically 5 to 20 TH channels, which represent the core.  The NK code uses explicit one node for each fuel assembly.  Therefore, a spatial mapping of a coarse grid TH and a fine grid NK domain is necessary.  However, improper mappings may result in loss of valuable information, thus causing inaccurate prediction of safety parameters. The purpose of this thesis is to study the effectiveness of spatial coupling (channel refinement and spatial mapping) and develop recommendations for NK/TH mapping in simulation of safety transients.  Additionally, sensitivity of stability (measured by Decay Ratio and Frequency) to the different types of mapping schemes, is analyzed against OECD/NEA Ringhals–1 Stability Benchmark data. The research methodology consists of spatial coupling convergence study, by increasing the number of TH channels and varying mapping approaches, up to and including the reference case.  The reference case consists of one-to-one mapping: one TH channel per one fuel assembly.  The comparisons of the results are done for steady–state and transient results.  In this thesis mapping (spatial coupling) definition is formed and all the existing mapping approaches were gathered, analyzed and presented.  Additionally, to increase the efficiency and applicability of spatial mapping convergence, a new mapping methodology has been proposed.  The new mapping approach is based on hierarchical clustering method; the method of unsupervised learning that is adopted by many researchers in many different scientific fields, thanks to its flexibility and robustness.  The proposed new mapping method turns out to be very successful for spatial coupling problem and can be fully automatized allowing for significant time reduction in mapping convergence study. The steady–state results obtained from three different plant models for all the investigated cases are presented.  All models achieved well converged steady–state and local parameters were compared and it was concluded that solid basis for further transient analysis was found.  Analyzing the mapping performance, the best predictions for steady–state conditions are the mappings that include the power peaking factor feature alone or with any combination of other features.  Additionally it is of value to keep the core symmetry (symmetry feature).  The big part of this research is devoted to transient analysis.  The selection of transients was done such that it covers a wide range of transients and gathered knowledge may be used for other types of transients.  As a representative of a local perturbation, Control Rod Drop Accident was chosen.  A specially prepared Feedwater Transient was investigated as a regional perturbation and a Turbine Trip is an example of a global one.  In the case of local perturbation, it has been found that a number of TH channels is less important than the type of mapping, so a high number of TH channels does not guarantee improved results.  To avoid unnecessary averaging and to obtain the best prediction, hot channel and core zone where accident happens should be always separated from the rest.  The best performance is achieved with mapping according power peaking factors, and therefore this one is recommended for such type of perturbation. The regional perturbation has been found to be more challenging than the others.  This kind of perturbation is strongly dependent on mapping type that affects the power increase rate, SCRAM time, onset of instability, development of limit cycle, etc.  It has been also concluded that a special effort is needed for input model preparation.   In contrast to the regional perturbation, the global perturbation is found to be the least demanding transient.  Here, the number of TH channels and type of mapping do not have significant impact on average plant behaviour – general plant response is always well recreated.  A special effort has also been paid to investigate the core stability performance, in both global and regional mode.  It has been found that in case of unstable cores, a low number of TH channels significantly suppresses the instability.  For these cases number of TH channels is very important and therefore at least half of the core has to be modeled to have a confidence in predicted DR and FR.  In case of regional instability in order to get correct performance of out-of-phase oscillations, it is recommended to use full-scale model.  If this is not possible, the mapping which is a mixture of 1st power mode and power peaking factors, should be used. The general conclusions and recommendations are summarized at the end of this thesis.  Development of these recommendations was one of the purposes of this investigation and they should be taken into consideration while designing new coupled TH/NK models and choosing mapping strategy for a new transient analysis. / <p>QC 20130516</p>