Development of a Finite Elements Model for a Pressurized Water Reactor Core

Abstract

REsumen: En los últimos años, se han llevado a cabo varios estudios sobre el aumento del flujo neutrónico observado en algunos reactores alemanes de agua a presión, modelo KWU. Este tipo de reactores se encuentra en diferentes países, entre los cuales han mostrado este problema Alemania, Suiza y España. El flujo neutrónico sea medido con detectores dentro y fuera del núcleo y los resultados obtenidos muestran períodos crecientes y decrecientes de fluctuación de la amplitud. Puesto que este fenómeno no tiene una explicación clara, se han realizado estudios con diferentes aproximaciones. Una posible razón para el fenómeno de las fluctuaciones del flujo neutrónico es el movimiento de la estructura mecánica provocado por propagación del refrigerante, es decir, el movimiento del conjunto combustible causado por fuerzas del fluido. Se ha realizado un estudio del comportamiento dinámico del conjunto combustible para contribuir a la investigación del fenómeno de la fluctuación del flujo neutrónico. Para ello, se ha generado un modelo simplificado de todos los componentes relevantes de la vasija de presión del reactor. Este modelo se ha analizado utilizando un software de elementos finitos, ANSYS APDL. Con el modelo simplificado se investiga la influencia de las fuerzas que actúan sobre la estructura, principalmente las fuerzas dependientes del tiempo inducidas por el vórtice en el barrilete del núcleo. Como resultado, se obtienen diferentes desplazamientos de la estructura mecánica del modelo estudiado en los puntos de interés. Finalmente, se comparan los datos obtenidos con este análisis, los alargamientos, con los datos de fluctuación del flujo neutrónico.

In the recent years, several studies have been conducted on the increase in neutron flux observed in some German KWU pressurized water reactors. This type of reactors is located in different countries and among those which have witnessed this problem are Germany, Switzerland and Spain. The neutron flux has been measured with both in-core and ex-core detectors, and thanks to the data obtained from these detectors, results that show periods of increasing and decreasing fluctuation of the flux amplitud have been obtained. Because of the fact that this phenomenon does not have a clear explanation, studies with different approaches have been performed. One possible reason for the phenomenon of the neutron flux fluctuations is the movement of the mechanical structure caused by the propagation of the coolant, that is, the movement of the dynamical fuel assembly bow driven by fluid forces. To contribute to the investigation of the phenomenon of the neutron flux fluctuation, a study of the dynamic behavior of the fuel assembly has been made. For this purpose, a simplified model of all the relevant components of the reactor pressure vessel has been generated. This model has been analyzed using a finite element software, ANSYS APDL. The influence of the forces acting on the structure, mainly vortex-induced time dependent forces on the core barrel, has been investigated on the simplified model. As a result, different displacements of the mechanical structure of the model at the appropriate points have been obtained. Finally, data obtained from this analysis, that is, elongations, have been compared with the neutron flux fluctuation data.