Tórium-urán üzemanyagciklusú SCWR teljesítmény-eloszlásának vizsgálata Monte Carlo módszerrel
A napjainkban széles körben kutatott negyedik generációs reaktorok egyike a szuperkritikus nyomású vízzel hűtött reaktor (SCWR). Az SCWR-ek hűtőközege és egyben moderátora szuperkritikus nyomású (~ 250 bar) és viszonylag magas hőmérsékletű (belépéskor ~300 °C, kilépéskor ~500 °C) víz. A reaktorba közelítőleg 0,75 g/cm3 sűrűséggel belépő hűtőközeg az aktív zónában pszeudokritikus átalakuláson megy keresztül, aminek következtében sűrűsége erősen (nagyjából egy nagyságrenddel) csökken. Emiatt az SCWR-ekben a moderátor átlagos sűrűsége kisebb, mint a hagyományos nyomottvizes reaktorokban. Bizonyos SCWR-koncepcióknál különféle megoldásokkal (pl. a belépő nagyobb sűrűségű hűtőközegnek a kazetták közepén külön csatornában történő végigvezetésével, vagy cirkónium-hidrid pálcák beépítésével) igyekeznek pótolni a hiányzó moderátoranyagot. Ugyanakkor az alacsonyabb moderáltság – az epitermikus tartomány felé eltolódott neutronspektrum – hasznos is lehet, ha urán-235 üzemanyag helyett tórium-urán üzemanyagciklusra tervezzük a reaktort. Az urán-233 ugyanis már termikus és epitermikus neutronok kiváltotta hasadások esetén is elég nagy neutronhozammal rendelkezik ahhoz, hogy magas konverziós tényezőt lehessen elérni. Egy – az NTI-nél folyó – kutatás kimutatta, hogy a tóriumot az SCWR-ek „természetes üzemanyagának” tekinthetjük [1].
TDK munkám az NTI-nél kidolgozott, tórium-urán üzemanyagciklusú, sűrű pálcarácsú SCWR-koncepció [1] (a továbbiakban: tóriumos SCWR) hűthetőségének vizsgálatához kapcsolódik. A nagynyomású hűtőközeg különös tulajdonságai (elsősorban a pszeudokritikus átalakulás és a sűrűség drasztikus csökkenése) miatt a hűthetőség kérdését csak igényes, háromdimenziós folyadékdinamikai (Computerized Fluid Dynamics, CFD) számítások alapján lehet megválaszolni. (Az NTI-ben folyó CFD számításokról egy másik TDK dolgozat számol be [2].) A CFD vizsgálatokhoz azonban szükség van a zónabeli teljesítménysűrűség, illetve hőteljesítmény kiégettségi szinttől is függő térbeli eloszlásának pontos feltérképezésére.
Utóbbi feladat megoldása érdekében az MCNP Monte Carlo kód segítségével végeztem számításokat. A tóriumos SCWR kazettájára olyan háromdimenziós modellt dolgoztam ki, amellyel minden egyes fűtőelem üzemanyag-régiójának, burkolatának és a környező hűtőközegnek a hőteljesítményét függőlegesen 40 rétegben lehetett meghatározni. Egyes fűtőelemek esetében az üzemanyag-régión belüli teljesítménysűrűség radiális eloszlását is feltérképeztem.
Mivel a hűtőközeg sűrűsége a moderáláson keresztül visszahat a hasadásból, továbbá a neutron- és gamma-sugárzásból felszabaduló hőteljesítmény térbeli eloszlására, a teljesítmény-térkép stacioner állapot feltételezése esetén is csak iteratív módon határozható meg. Ezért egy egydimenziós termohidraulikai számítási modellt (1D TH) fejlesztettem ki, amely pontosan veszi figyelembe a szuperkritikus nyomású víz tulajdonságait. A kapcsolt számítási rendszer tehát az MCNP kód és az 1D TH program automatizált iteratív használatával állítja elő a CFD számításokhoz inputként szükséges térbeli teljesítménysűrűség-térképeket.
Irodalom:
[1] Gy. Csom, T. Reiss, S. Fehér, Sz. Czifrus: „Thorium as an alternative fuel for SCWRs”, Annals of Nuclear Energy, Vol. 41, pp. 67-78 (March 2012)
[2] Hegyesi Béla (BME GPK IV. évf.): „Szuperkritikus nyomású vízzel hűtött, tórium-urán üzemanyagciklusú atomreaktor kazettájának termohidraulikai vizsgálata”, a 2016. évi BME TTK TDK konferenciára benyújtott dolgozat (2016)
