Impact of Thermal-Hydraulic Feedback and Differential Thermal Expansion on European Sodium-Cooled Fast Reactor Core Power Distribution
Rattachement africain : us, es, gb, ch, de. Niveau de preuve : code pays fourni par la source.
Le résumé fourni par la source
Abstract The objective of this paper is to quantify the coupling effect on the power distribution of sodium-cooled fast reactors (SFRs), specifically the European SFR. Calculations are performed with several state-of-the-art reactor physics and Multiphysics codes (TRACE/PARCS, DYN3D, WIMS, COUNTHER, and GeN-Foam) to build confidence in the methodologies and validity of results. Standalone neutronic calculations were generally in excellent agreement with a reference Monte Carlo-calculated power distribution (from Serpent). Next, the impact of coolant density and fuel temperature Doppler feedback was calculated. Reactivity coefficients for perturbations in the inlet temperature, coolant heat up and core power was shown to be negative with values of around −0.5 pcm/°C, −0.3 pcm/°C, and −3.5 pcm/%, respectively. Fuel temperature and coolant density feedback was found to introduce a roughly −1%/+1% in/out power tilt across the core. Calculations were then extended to axial expansion for cases where fuel is linked and unlinked to the clad. Core calculations are in good agreement with each other. The impact of differential fuel expansion is found to be larger for fuel both linked and unlinked to the clad, with the in/out power tilt increasing to around −4%/+2%. Thus, while broadly confirming the known result that standalone physics calculations give good results, the expansion coupling effect is perhaps more than anticipated a priori. These results provide a useful benchmark for the further development of Multiphysics codes and methodologies in support of advanced reactor calculations.
Ce résumé expose les affirmations des auteurs. BNTIC ne l’interprète pas comme une validation indépendante des résultats.
Le contrôle bibliographique ouvert
DOI retrouvé dans Crossref DOI retrouvé ; titre concordant.
- Titre Crossref
- Impact of Thermal-Hydraulic Feedback and Differential Thermal Expansion on European Sodium-Cooled Fast Reactor Core Power Distribution
- Date Crossref
- 13/03/2023
- Éditeur
- ASME International
- Type
- journal-article
Ce recoupement confirme des métadonnées liées au DOI. Il ne confirme ni la méthode ni les conclusions de l’étude, et il ne compte pas comme une seconde source scientifique indépendante.
Où se fait cette recherche
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University of Wisconsin–Madison pays non établi dans la noticeUniversité ou école supérieure
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Centro de Investigaciones Energéticas pays non établi dans la noticeStructure de recherche
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University of Cambridge Department of Engineering pays non établi dans la noticeUniversité ou école supérieure
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Paul Scherrer Institute Advanced Nuclear Systems Group pays non établi dans la noticeStructure de recherche
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Jacobs (United Kingdom) pays non établi dans la noticeEntreprise
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Texas A&M University Department of Nuclear Engineering pays non établi dans la noticeUniversité ou école supérieure
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Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf pays non établi dans la noticeStructure de recherche
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École Polytechnique Fédérale de Lausanne pays non établi dans la noticeUniversité ou école supérieure
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University of Wisconsin-Madison Department of Nuclear Engineering and Engineering Physics pays non établi dans la noticeUniversité ou école supérieure
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Nuclear Innovation Unit pays non établi dans la noticeInstitution
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EPFL EPFL SB IPHYS LRS pays non établi dans la noticeInstitution
University of Wisconsin–Madison, Centro de Investigaciones Energéticas et Department of Engineering — University of Cambridge, avec 8 autres affiliations.
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