AbstractAbstract
[en] For the qualification of IQSBOX a lot of steady-state conditions and transients have been calculated. The transients have been chosen so that the typical field of application is covered. The thermohydraulic perturbations are represented by a preheater trip for subcooling perturbation and a pump trip for a mass flow transient. The full scram and a single scram of 1 rod are standing for the nuclear perturbation. To demonstrate the field of application the core conditions during a PWR steam line break have been examined and a rod withdrawal from hot-standby (BWR) has been analysed. (orig.)
[de]
Zur Verifikation des mehrdimensionalen Programmsystems IQSBOX wurde eine Reihe stationaerer und transienter Rechnungen durchgefuehrt und mit experimentellen Daten verglichen. Zu den betrachteten thermohydraulischen Stoerungen gehoeren ein Vorwaermer- und ein Pumpenausfall als Beispiele fuer Unterkuehlungs- bzw. Durchsatztransienten. Reaktorschnellabschaltung und Einzelstabeinwurf wurden als Tests fuer das neutronische Modell ausgewaehlt. Die Uebereinstimmung experimenteller und theoretischer Ergebnisse ist zufriedenstellend, so dass der Code auch zur Berechnung von Transienten eingesetzt wird, die experimentell nicht nachvollzogen werden koennen. Als Beispiele hierfuer werden Ergebnisse zum Kernverhalten eines DWR beim Frischdampfleitungsbruch und unbeabsichtigtes Ausfahren von Einzelstaeben aus einem Siedewasserreaktor im heissen kritischen Nullastzustand diskutiert. (orig.)Primary Subject
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Atomkernenergie Kerntechnik; ISSN 0004-7198; ; v. 37(4); p. 249-256
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European nuclear conference; Hamburg (Germany, F.R.); 6 - 11 May 1979; CONF-790519--; Published in summary form only.
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Conference
Journal
Transactions of the American Nuclear Society; ISSN 0003-018X; ; v. 31 p. 256-258
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Original Title
Aufzeichnung und Nachrechnung transienter Vorgaenge im Reaktorkern waehrend der Inbetriebnahme des Kernkraftwerks Phillipsburg (KKP 1)
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Deutsches Atomforum e.V., Bonn (Germany, F.R.); Kerntechnische Gesellschaft e.V., Bonn (Germany, F.R.); 668 p; 1981; p. 43-50; Fachinformationszentrum Energie, Physik, Mathematik; Eggenstein-Leopoldshafen, Germany, F.R; Annual meeting on nuclear technology '81 (JK '81); Duesseldorf, Germany, F.R; 24 - 26 Mar 1981; Published in summary form only.
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Conference
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AbstractAbstract
[en] IQSBOX solves the two-group space-time diffusion equation by the nodal expansion method. The stationary part of IQSBOX can be used to solve regular and adjoint eigenvalue problems and external source problems. By using a fully implicit time differencing scheme the solution procedure for the time-dependent problem is basically the same as for a static source problem. Truncation errors due to the temporal differencing scheme are reduced by an iterative improvement of space-dependent frequencies. Coarse mesh rebalancing and asymptotic extrapolation are used to accelerate convergence of the iterative solution process. For the calculation of PWRs and BWRs different thermo-hydraulic modules can be coupled with the neutronic model. (orig.)
[de]
Die modale Entwicklungsmethode (NEM) ist ein Verfahren zur Integration der Multigruppen-Diffusionsgleichungen in kartesischen Koordinalen. Die Methode wurde mit einem effizienten Zeitintegrationsverfahren verknuepft. Abschneidefehler, wie sie durch Verwendung des impliziten Eulerverfahrens gegeben sind, werden wirksam durch eine iterative Berechnung ortsabhaengiger Frequenzen reduziert. Grobgitterrebilanzierung und asymptotische Extrapolation beschleunigen den nichtlinearen Loesungsprozess. Das Verfahren ist im Zwei-Gruppen-Code IQSBOX realisiert, der zur Berechnung von Druck- und Siedewasserreaktoren mit verschiedenen thermohydraulischen Moduln gekoppelt werden kann. (orig.)Primary Subject
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Journal
Atomkernenergie Kerntechnik; ISSN 0004-7198; ; v. 37(3); p. 176-182
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AbstractAbstract
[en] The space-time kinetics code IQSBOX/IQSBWR (PWR/BWR) was developed to analyze tast transients and off-nominal conditions in the core of light-water reactors. The capabilities of the code system and its further development are described. The development includes the implementation of an efficient data management system and coupling to the open channel model TORC. For the verification of IQSBOX a single rod drop and a reactor trip have been calculated. For the qualification of IQSBWR pressure-transients have been examined. The results of the calculations are in good agreement with the experiments. (orig.)
[de]
Das Programmsystem IQSBOX/IQSBWR (DWR/SWR) dient zur Simulation schneller und quasistationaerer Transienten im Core von Leichtwasserreaktoren. Der gegenwaertige Stand und die weitere Entwicklung des Codesystems werden beschrieben. Schwerpunkte der Entwicklung sind die Implementierung eines effizienten Datenmanagement-Systems und die Kopplung mit dem thermohydraulischen Modul TORC, dem ein offenes Kanalmodell zugrunge liegt. IQSBOX wurde verifiziert anhand der Nachrechnungen des Einwurfes eines exzentrischen Steurerstabes und einer Reaktorschnellabschaltung. Zur Qualifikation von IQBSWR dienten Nachrechnungen des Ausfalls der Hauptwaermesenke. Die berechneten transienten Groessen stimmen mit den Messungen gut ueberein. (orig.)Original Title
Verifikation gekoppelt neutronisch-thermohydraulischer Modelle fuer Leichtwasserreaktoren
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Journal
Atomkernenergie Kerntechnik; ISSN 0004-7198; ; v. 37(1); p. 56-60
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AbstractAbstract
[en] In order to be able to account for the influence of the thermohydraulic feedback on the power and burn-up distribution in the core - and to a lesser degree on the reactivity behaviour of a PWR - a module for the reactor code system RSYST was developed determining the thermohydraulic state variable in a PWR fuel element. In the first section of this paper the characteristic features of this code are briefly outlined. It is followed by a section on the realization of the thermohydraulic feedback in the code system RSYST. In the third part it is reported on the first test runs. (orig./RW)
[de]
Zur Beruecksichtigung des Einflusses der thermohydraulischen Rueckkopplung auf die Leistungs- und Abbrandverteilung in der Spaltzone - und in geringerem Masse auf das Reaktivitaetsverhalten eines DWR - wurde ein Modul fuer das Reaktorprogrammsystem RSYST entwickelt, der die thermohydraulische Zustandsgroesse in einem DWR-Brennelement bestimmt. Im ersten Abschnitt dieses Referats werden die charakteristischen Merkmale dieses Programms kurz beschrieben. Danach folgt ein Abschnitt ueber die Realisierung der thermohydraulischen Rueckkopplung im Programmsystem RSYST. Im dritten Teil wird ueber die ersten Testberechnungen berichtet. (orig./RW)Original Title
Modell zur Beschreibung der thermohydraulischen Rueckkoppelung bei der quasistationaeren Berechnung eines DWR
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Source
Buenemann, D. (ed.); Gesellschaft fuer Kernenergieverwertung in Schiffbau und Schiffahrt m.b.H., Geesthacht-Tesperhude (Germany, F.R.). Inst. fuer Physik; p. 34-43; 1977; Specialist's meeting on the physics of feed back processes in nuclear reactors; Geesthacht-Tesperhude, Germany, F.R; 22 - 23 Jan 1976; AED-CONF--76-113-006; 9 figs.
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