Promotor: |
|
promotor: prof. dr hab. inż. Konrad Świrski, promotor pomocniczy: dr inż. Grzegorz Niewiński |
|
Promotor pomocniczy: |
|
|
|
Recenzenci: |
|
|
dr hab. inż. Jerzy Cetnar, prof. nadzw. AGH – Akademia Górniczo Hutnicza prof. dr hab. Mariusz Dąbrowski – Narodowe Centrum Badań Jądrowych |
|
Dziedzina: |
|
Dyscyplina: |
|
Streszczenie:
Celem naukowym niniejszej rozprawy doktorskiej było opracowanie
oraz eksperymentalna walidacja modeli numerycznych, służących do badania stanów ustalonych
oraz przejściowych w Reaktorach Prędkich Sodowych. Praca dotyczyła analizy oraz modelowania numerycznego zjawisk zachodzących w zbiorniku reaktora w czasie jego normalnej pracy oraz w razie awaryjnego wyłączenia, przy wykorzystaniu połączonych kodów obliczeniowych: CFD oraz kodu kanałowego do symulacji rdzenia. Tak opracowany model numeryczny może następnie posłużyć
do analizy bezpieczeństwa badanego Reaktora Prędkiego.
Reaktory Prędkie zaliczane są do Generacji IV reaktorów jądrowych i są klasyfikowane o jedną generację wyżej niż obecnie eksploatowane reaktory wodne. Za najbardziej perspektywiczne z punktu widzenia energetyki jądrowej uważa się Reaktory Prędkie Sodowe. Obecnie w Europie nie działa żaden Reaktor Prędki, wszystkie znajdują się w Azji, głównie w Rosji. We Francji działały jak do tej pory trzy Reaktory Prędkie Sodowe: Rapsodie, Phénix i Superphénix.
Jako następca, proponowany jest projektowany w Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) reaktor ASTRID.
Analizując dostępną literaturę, nie istnieją opracowane metody oceny bezpieczeństwa Reaktorów Prędkich. Obecnie, wszelkie analizy bezpieczeństwa przeprowadzane są
w jednowymiarowych, komputerowych kodach obliczeniowych. Kody takie, pomimo swoich zalet takich jak szybkość i prostota działania, posiadają szereg ograniczeń, takich jak m.in. brak możliwości analizy niektórych zjawisk, przykładowo, stratyfikacji termicznej w zbiorniku, czy też efektów związanych z przepływem chłodziwa pomiędzy zamkniętymi kasetami paliwowymi. Ponadto, przeznaczone są głównie do analiz bezpieczeństwa w reaktorach wodnych. W związku z powyższym, opracowywane są nowe narzędzia oraz metody wspomagania projektowania oraz analiz bezpieczeństwa w Reaktorach Prędkich. Jedną z takich metod jest połączenie kodu obliczeniowego CFD z kodem kanałowym do symulacji rdzenia. Dedykowany takim analizom jest rozwijamy w CEA kod TrioCFD/MC2.
Zastosowana metodologia badań sprowadzała się do budowy modelu numerycznego instalacji testowej Plant Dynamics Test Loop (PLANDTL) w kodzie TrioCFD/MC2 a następnie walidacji modelu w oparciu o dane eksperymentalne. W pierwszej kolejności, dokonano walidacji modelowania obszaru wylotu z rdzenia reaktora, przy wykorzystaniu zjawiska turbulentnej dyszy, oraz dysz mieszających. Walidacji tego obszaru dokonano w oparciu o wzory empiryczne, uzyskane na drodze eksperymentu, oraz bezpośrednio o dane eksperymentalne. Następnie dokonano walidacji modelowania komory górnej w oparciu o serię eksperymentów SUPECAVNA, gdzie badano zjawisko stratyfikacji termicznej w stanie ustalonym i stanach przejściowych, w warunkach konwekcji wymuszonej, oraz mieszanej.
W oparciu o wniosku płynące z przeprowadzonych testów walidacyjnych, zbudowany został model numeryczny instalacji PLANDTL. Komora górna oraz przestrzeń między kasetami paliwowymi modelowane były przy pomocy kodu TrioCFD, natomiast rdzeń w module kanałowym MC2. Następnie symulowane były stany ustalone oraz przejściowe w warunkach wymuszonej oraz naturalnej cyrkulacji w obiegu chłodzenia reaktora, wraz z różnymi wariantami odbioru ciepła z komory górnej. W dalszej kolejności, uzyskane wyniki poddane zostały walidacji w oparciu o dane eksperymentalne z przeprowadzonych testów w instalacji PLANDTL. Na tej podstawie sformułowano rekomendacje dotyczące modelowania stanów normalnych i awaryjnych Reaktorach Prędkich Sodowych przy wykorzystaniu połączonych kodów CFD z kanałowym. Dokonano oceny modelowania tą metodą oraz wskazano jej ograniczenia.