Sydänsimulaattorin 1D-lämmönsiirtomallin kehittäminen

Abstract

Tässä työssä luodaan termohydraulinen ratkaisija Reaktori3DTermo sydänsimulaattorille. Laskentaohjelma käyttää alkuarvoina Reaktori3D sydänsimulaattorista saatuja arvoja, joka pohjautuu Serpent 2-ohjelmalla laskettuihin ryhmävakioihin. Ratkaisijan tarkoituksena on ratkaista tehojakauma reaktorissa neutronijakauman perusteella, ratkaista jäähdytteen ja polttoaineen lämpötiloja reaktorissa, sekä varmistaa turvallisuusrajojen sisällä pysyminen. Lisäksi ratkaisijan määrittämä termohydraulinen tila mahdollistaa neutroniikkamallin vaikutusalojen tarkentamisen eli takaisinkytkennän kuvaamisen.

Ydinreaktoreissa vapautuva lämpö on peräisin fissioreaktioista vapautuvasta ytimien sidonnaisenergiasta. Fissioreaktiosta vapautuva lämpö vapautuu reaktoreissa polttoainepelleteissä, josta lämpö johtuu kaasuaukon ylitse polttoaineen suojakuoreen ja lopulta jäähdytteeseen. Työssä tarkastellaan pääasiassa painevesireaktoreita ja sivutaan kiehutusvesireaktoreita.

Yksi lämpöteknisen suunnittelun päätavoitteesta on pitää leviämisasteet ehjänä normaali- ja poikkeustilanteissa. Turvallisuusvaatimuksia pyritään täyttämään asettamalla ja noudattamalla turvallisuusteknisiä rajoitteita. Asetetut rajoitteet pohjautuvat onnettomuusanalyyseihin ja tutkimuskoetuloksiin. Rajoittavia tekijöitä ja arvoja ovat reaktoreissa esimerkiksi faasimuutokset ja polttoaineen suojakuoren liika kuumeneminen. Lisäksi monet lämpötekniset arvot ovat tärkeitä reaktiivisuuden takaisinkytkentöjen kannalta.

Tuloksien tavoitteena on verifioida laskentaohjelma. Tuloksia tuotettiin kahdelle päätapaukselle, ensimmäisessä tapauksessa ei tapahdu sekoittumista, mutta toisessa tapahtuu. Eri tapauksien tavoitteena oli varmistaa sekoittumismallin toimiminen. Tuloksilla saatiin myös varmistettua pysyminen asetettujen turvallisuusrajojen sisällä ja saatiin tärkeitä takaisinkytkettyjä arvoja. Koodi todettiin verifioiduksi saatujen tulosten perusteella.

This thesis aims to create a thermohydraulic solver Reaktori3Dtermo for the core simulator. The solver uses initial values obtained from Reaktori3D which is based on group constants calculated using Serpent 2 software. The purpose of the solver is to determine the power distribution in the reactor based on the neutron distribution, to solve the temperatures of the coolant and fuel in the reactor, and to ensure that the reactor is within the bounds of safety constraints. Additionally, the thermohydraulic state determined by the solver allows for recalculation of the neutron interaction cross-sections, therefore enabling feedback description.

The heat released in nuclear reactors is from the binding energy of nuclei released during fission reactions. The heat from the fission reaction is released in fuel pellets, from which it conducts across the gas gap to the fuel cladding and finally to the coolant. This thesis primarily focuses on pressurized water reactors and touches upon boiling water reactors.

One of the main goals of thermal design is to maintain the integrity of the containment layers under both normal and emergency conditions. Safety requirements are met by establishing and adhering to safety engineering constraints. The set constraints are based on accident analyses and experimental results. Limiting factors in reactors include, for example, coolant phase changes and excessive heating of the fuel cladding. Additionally, many thermohydraulic values are important for reactivity feedback.

The goal of the results is to verify the calculation program. Results were produced for two main cases: in the first case, no mixing occurs, while in the second case, mixing does occur. The aim of the two cases was to ensure the functionality of the mixing model. Mixing equalized temperature differences and reduced large temperature spikes. The results ensured compliance with the set safety constraints and provided important feedback values. The code was verified based on the obtained results.