MELCOR súlyos baleseti elemző kód validálása gázhűtésű reaktorra

Lovász Líviusz IV. évf.

Konzulens: Boros Ildikó, BME Nukleáris Technikai Intézet

Horváth L. Gábor, Nukleáris Biztonsági Kutató Intézet

A negyedik generációs atomerőművekben rejlő potenciálról már hosszú évek óta lehet hallani. A fejlesztések és kutatások összefogására, valamint egységes fejlesztési irányok kitűzésére alakult a Generation IV International Forum (GIF), amely egy nemzetközi együttműködés az új reaktortípusok kifejlesztésére. A meglehetősen sokfajta új, innovatív erőműkoncepcióból a GIF kijelölt hatot, hogy azok képviseljék a fő fejlesztési irányokat a közeljövőben.

Ezen dolgozat témája a hat reaktorkoncepció közül a gázhűtésű gyorsreaktorhoz (GFR), konkrétan az ALLEGRO néven ismert 75 MW-os demonstrációs GFR-hez köthető. Ahhoz, hogy a terveknek megfelelően a 2020-as években üzemelhessen [1] a demonstrációs reaktor, számos feladatot el kell végezni. A dolgozat témája az egyik ilyen feladat: a vízhűtésű atomreaktoroknál használt súlyos baleseti elemző kódok validálása gázhűtés esetére. Joggal feltételezhető, hogy a vízhűtésű reaktoroknál jellemző közegekre és hőmérsékletekre felírt összefüggések nem érvényesek gázhűtés esetén, ezért meg kell vizsgálni ezek alkalmazhatóságát.

Többek között ezen feladat elvégzésére létesült a HEFUS [2] nevű kísérleti berendezés, amelyben egy gázhűtésű reaktor hűtőkörét modellezték. A nukleáris hőteljesítményt elektromosan fűtött pálcák szimulálják, melyet nagynyomású hélium hűt. A felmelegedett hélium hőcserélőkön keresztül adja le a hőjét.

TDK munkám során a HEFUS kísérleti berendezés modelljét készítettem el a Sandia National Laboratories által kifejlesztett MELCOR 1.86 nevű súlyos baleseti elemző kóddal. A modell elkészítése után elvégeztem egy a HEFUS berendezésen is elvégzett állandósult állapotú kísérlet szimulációját. A szimuláció és a mérési eredmények összevetése komolyabb eltérést mutatott. Az eltérések egy hányada a modell részletezésével csökkenthető/megszűntethető volt, másik részük azonban rámutatott arra, hogy a kód jelen formában, körültekintés nélkül nem feltétlen használható gázhűtés esetén. Ezek elemzésére a dolgozat részletesen kitér.

Amennyiben a HEFUS berendezésen történt kísérletek modellezése sikeresen befejeződik, elkezdődhet az ALLEGRO részletes biztonsági elemzése.

Irodalom:

1. http://www.world-nuclear news.org/NN_Countries_move_to_host_Allegro_reactor_2805101.html

2. J. Duspiva, T. Janda: UJV_Z-3748-T_Specification_Report_HEFUS3_Benchmark

szerző

Lovász Líviusz
energetikai mérnöki
nappali alapszak

konzulens

Boros Ildikó
mesteroktató, Nukleáris Technika Tanszék

helyezés

I. helyezett

letöltés
1 556 kB