Thermal hydraulic modeling of the advanced high temperature reactor for the evaluation of steady state and transient conditions

The Advanced High Temperature Reactor (AHTR) is a molten salt cooled and TRISO fueled reactor, which presents very good features in terms of power production and safety aspects. This work evaluates the thermal hydraulic performance of the heat removal system and the reactor core, in steady state conditions as well as during accidental transients, starting from the single channel level and concluding with the full core model. The AHTR is a novel reactor concept that introduces some new features, not known from other reactors’ operation and experience; other features are instead well known and used in actual operating plants, but still need to be integrated in the new concept. For these reasons, the thermal hydraulic modeling for the AHTR requires to be based on the few other molten salt reactors studied in the last decades. A single channel MATLAB model was developed in order to evaluate the temperature distribution in the fuel plate and the other thermal hydraulic features of the average fuel element. The model was used for the evaluation of the effects of the axial and transversal power distribution in the plate, and some sensitivity studies were performed on the main dimensional and material parameters of the fuel element, looking at the maximum fuel temperature variation. In parallel, a SCALE model of the fuel assembly was developed for the characterization of the neutronic aspects, including the power distributions in the core and in the plate and the reactivity feedback. The MATLAB single channel model was validated by a RELAP5 single channel model, involving a single fuel plate and a single coolant channel; the comparison between the two model was performed in several different conditions, in order to make sure of the compatibility of the results. The RELAP5 single channel model was then adapted for the modeling of the fuel assembly, accounting for the particular structure of the box wall and the layout of the plates into the channels. Subsequently, the fuel assembly model was integrated in a 9 rings core model, accounting also for the effects of the in-core structures, the heat removal system (up to the secondary loop) and the safety system (DRACS). The full core model was used for the evaluation of the thermal hydraulic features during a LOFC scenario, focusing on the heat removal system, and the fuel assembly removal transient, in order to assess the potential applicability of an online refueling procedure. The core model presents the capability to simulate different types of transient, which will be evaluated in the future work, including also a more specific modeling of the coolant flow in the channel and a more complete description of the power production inside the plate, as well as a 3D plate temperature distribution.

L’Advanced High Temperature Reactor (AHTR) è un reattore a sali fusi con combustibile TRISO che presenta buone caratteristiche in termini di produzione di potenza e di sicurezza. Questo lavoro riguarda la valutazione della termo idraulica del sistema di rimozione del calore e del nocciolo del reattore, in condizioni stazionarie, così come durante transitori accidentali, partendo dal livello del singolo canale e concludendo con il modello del nocciolo. L’AHTR è un recente concetto di reattore che introduce alcune nuove caratteristiche, non note dall’attività ed esperienza di altri reattori; altre caratteristiche invece sono ben note ed utilizzate in impianti effettivamente operanti, ma ancora richiedono di essere integrate nel nuovo design. Per queste ragioni, il modello termo idraulico dell’AHTR richiede di essere concepito sulla base degli altri reattori a sali fusi studiati negli ultimi decenni. È stato sviluppato il modello MATLAB del singolo canale al fine di valutare la distribuzione di temperatura nella piastra di combustibile e le altre proprietà termo idrauliche dell’elemento di combustibile medio. Il modello è stato utilizzato per la valutazione degli effetti della distribuzione assiale e trasversale di potenza nella piastra; sono stati effettuati inoltre alcuni studi di sensitività rispetto ai principali parametri geometrici e fisici dell’elemento di combustibile, facendo riferimento alla variazione della temperatura massima. In parallelo, è stato sviluppato il modella SCALE dell’elemento di combustibile per la caratterizzazione degli aspetti neutronici, inclusi le distribuzioni di potenza nel nocciolo e nella piastra e la retroazione di reattività. Il modello MATLAB di singolo canale è stato validato tramite il modello RELAP5 di singolo canale, che include una singola piastra di combustibile e un canale per il termovettore; il confronto tra i due modelli è stato svolto in alcune differenti condizioni, al fine di assicurare la compatibilità dei risultati. Il modello RELAP5 di singolo canale è stato successivamente adattato per la modellazione dell’elemento di combustibile, tenendo conto della particolare struttura del supporto e della distribuzione delle piastre nel canale. In seguito, il modello dell’elemento di combustibile è stato integrato nel modello di nocciolo a 9 anelli, il quale rende conto anche degli effetti dovuti alle strutture interne al core, del sistema di rimozione del calore (fino al circuito secondario) e del sistema di sicurezza (DRACS). Il modello del nocciolo è stato utilizzato per la valutazione delle proprietà termo idrauliche durante durante un incidente LOFC, con particolare attenzione al sistema di rimozione del calore, e durante un transitorio di rimozione dell’elemento di combustibile, al fine di determinare la potenziale applicabilità di una procedura di online refueling. Il modello di nocciolo mostra la capacità di simulare diverse tipologie di transitorio, che saranno valutate in futuro, includendo inoltre una più specifica modellazione del flusso del termovettore nel canale e una più completa descrizione della generazione di potenza nella piastra, così come della distribuzione tridimensionale di temperatura.