Kartoitus reaktorisydämen termohydrauliikan laskentaan käytetyistä alikanavakoodeista

Abstract

Alikanavakoodit ovat tietokoneohjelmia, joita käytetään reaktorisydämen termohydraulisessa analyysissä. Koodit pystyvät laskemaan tasapainoyhtälöiden avulla reaktorisydämen kanavissa tapahtuvien virtauksien parametrejä, kuten virtausnopeuksia ja lämpötiloja. Näiden laskettujen parametrien ja korrelaatioiden avulla koodit pystyvät arvioimaan lämmönsiirron ominaisuuksia kanavissa. Näillä koodeilla on tarkoitus varmistaa reaktorisydämen turvallisuus myös normaalista poikkeavissa tilanteissa ja toimia apuna uusien reaktorimallien kehityksessä.

Työssä on tarkoitus selvittää, kuka näitä koodeja valmistaa, ja kartoittaa olemassa olevia koodeja. Työssä selvitetään myös, kuinka koodit ovat kehittyneet viimeisen 60 vuoden aikana ja millaisia ominaisuuksia koodeista nykyään löytyy. Työssä on tarkoitus myös selvittää koodien mahdollista roolia tulevaisuudessa tietokoneiden laskentatehon kasvaessa.

Työn lopputuloksena saatiin selvitettyä koodeja kehitettävän nykyään myös perinteisten länsimaiden ulkopuolella maissa, kuten Kiina ja Iran. Koodien tarkkuuden ja analyysimenetelmien todettiin kehittyneen merkittävästi vuosikymmenien aikana johtuen entistä suuremmasta saatavilla olevasta laskentatehosta. Työn aikana havaittiin myös, että monet nykyiset suurimmat analyysiohjelmat sisältävät myös muita laskennallisesti vaativampia termohydrauliikan analyysimenetelmiä, kuten CFD. Koodit paketoidaan nykyään osaksi laajempia ohjelmakokonaisuuksia, joiden on tarkoitus suorittaa analyysi koko reaktorille. Tämä poikkeaa aiemmasta, sillä ennen koko reaktorin analyysiin tarvittiin useita eri ohjelmia, jotka piti suorittaa erikseen.

Subchannel codes are computer programs that are used in the thermohydraulic analysis of nuclear reactors. These codes can calculate the parameters of the fluid that passes through the reactor core, like flow velocity and temperature. These calculated values are then used with correlations to predict the heat transfer properties of channels in the reactor core. The purpose of these codes is to ensure the safety of the reactor core even during abnormal situations and to help engineers design new reactor models.

The purpose of this work is to find out who exactly is making these kinds of codes and to review existing ones. In this work it is also discussed how these codes have developed during the last 60 years of their existence and what kind of new features they have nowadays. This work also tries to answer the question of how important these codes will be in the future as the computational power of computers keeps increasing.

It was found out that in addition to traditional western based developers, nowadays a lot of codes are being developed in countries like China and Iran. The accuracy and analysis methods of the codes have developed substantially during the last few decades mostly because of the availability of more computing power. Many subchannel analysis software nowadays also features more advanced thermohydraulic analysis methods like CFD. Codes are also packed into bigger bundles of software which are used to do analysis of the whole reactor. Before you needed different programs to do analysis on the whole reactor that had to be run separately.