Szuperkritikus nyomású vízzel hűtött, tórium-urán üzemanyagciklusú atomreaktor kazettájának termohidraulikai vizsgálata
Az atomenergetika jövőjét meghatározó tudományos programok közül a GIF (Generation IV International Forum) hat fő reaktorfejlesztési irányt tűzött ki célul. Ezek között az egyik a szuperkritikus nyomású vízzel hűtött reaktor (SCWR – Supercritical-Water-Cooled Reactor), mely a víz kritikus pontja (374°C, 22,1 MPa) felett üzemel. Hűtőközege és moderátora is szuperkritikus nyomású víz.
Az SCWR-ek termohidraulikájával 2005 óta foglalkozik a BME NTI Professzor Dr. Aszódi Attila kezdeményezésére. Az évek során elvégzett kutatómunka feltárta, hogy a szuperkritikus nyomású víz termohidraulikája még egy viszonylag egyszerű geometriában is (például egy függőleges egyenes cső) igen bonyolult a termo-fizikai anyagjellemzők erősen nem lineáris változása miatt, ami az úgynevezett pszeudokritikus átmenet környékén jelentkezik. Ennek az anyagjellemző változásnak erős visszacsatoló hatása van a hőfejlődés folyamatára a közeg sűrűségének megváltozásán keresztül. Így az SCWR-ek kutatásában felmerült a multi-fizikai programok használatának szükségessége.
A most vizsgált koncepciót Dr. Csom Gyula vetette fel, és Dr. Reiss Tibor vizsgálta meg reaktorfizikai oldalról, doktori disszertációjában. Ehhez egy csatolt neutronfizikai-termohidraulikai programrendszert fejlesztett, melyben a reaktorfizikát jóval alaposabban modellezte és vizsgálta. Ezen kutatás alapján kijelenthető, hogy a tóriumot az SCWR-ek „természetes üzemanyagának” tekinthetjük [2].
A fent említett előzetes kutatásoknak a folytatásaként kezdtem el foglalkozni a Csom tanár úr által felvetett koncepció termohidraulikai vizsgálatával. TDK munkám ennek a tórium-urán üzemanyagciklusú, sűrű pálcarácsú SCWR-koncepció hűthetőségét vizsgálja. A nagynyomású hűtőközeg speciális tulajdonságai (elsősorban a pszeudokritikus átalakulás 372°C és 392°C között és a sűrűség drasztikus csökkenése) miatt a hűthetőség kérdését csak igényes, háromdimenziós folyadékdinamikai (Computational Fluid Dynamics, CFD) számítások alapján lehet megválaszolni. Ezt a modellt készítettem el, egyszer 210 mm magas, teljes hatszög alakú kazettára, egyszer pedig teljes magasságú (4200 mm), tizenketted kazettára. A CFD vizsgálatokhoz azonban szükség volt a zónabeli teljesítménysűrűség, illetve hőteljesítmény kiégettségi szinttől is függő térbeli eloszlásának pontos feltérképezésére. Ezeket az adatokat az NTI-ben folyó reaktorfizikai számításokat végző hallgatótól vettem át, akinek eredményeiről egy másik TDK dolgozat számol be).
A geometria megépítését és a számítások elvégzését az ANSYS ICEM, CFX Pre és Solver környezetében, míg a kiértékelést a CFX Post-ban végzem. A cél megállapítani a burkolat, a belső elválasztó fal és az üzemanyag hőmérsékletét, bizonyítva vagy megcáfolva ezzel a reaktor hűthetőségét, ezáltal a koncepció megvalósíthatóságát termohidraulikai szempontból.
szerző
-
Hegyesi Béla
Energetikai mérnöki alapszak (BSc)
alapképzés (BA/BSc)
konzulens
-
Dr. Kiss Attila
egyetemi adjunktus, Atomenergetika Tanszék