search query: @keyword neutroniikka / total: 8
reference: 4 / 8
« previous | next »
Author:Kurki, Joona
Title:Computational modeling of a supercritical-water-cooled reactor
SCWR-reaktorin laskennallinen mallintaminen
Publication type:Licentiate thesis
Publication year:2010
Pages:88      Language:   eng
Department/School:Teknillisen fysiikan laitos
Main subject:Ydin- ja energiatekniikka   (Tfy-56)
Supervisor:Salomaa, Rainer
Instructor:Hänninen, Markku
OEVS:
Electronic archive copy is available via Aalto Thesis Database.
Instructions

Reading digital theses in the closed network of the Aalto University Harald Herlin Learning Centre

In the closed network of Learning Centre you can read digital and digitized theses not available in the open network.

The Learning Centre contact details and opening hours: https://learningcentre.aalto.fi/en/harald-herlin-learning-centre/

You can read theses on the Learning Centre customer computers, which are available on all floors.

Logging on to the customer computers

  • Aalto University staff members log on to the customer computer using the Aalto username and password.
  • Other customers log on using a shared username and password.

Opening a thesis

  • On the desktop of the customer computers, you will find an icon titled:

    Aalto Thesis Database

  • Click on the icon to search for and open the thesis you are looking for from Aaltodoc database. You can find the thesis file by clicking the link on the OEV or OEVS field.

Reading the thesis

  • You can either print the thesis or read it on the customer computer screen.
  • You cannot save the thesis file on a flash drive or email it.
  • You cannot copy text or images from the file.
  • You cannot edit the file.

Printing the thesis

  • You can print the thesis for your personal study or research use.
  • Aalto University students and staff members may print black-and-white prints on the PrintingPoint devices when using the computer with personal Aalto username and password. Color printing is possible using the printer u90203-psc3, which is located near the customer service. Color printing is subject to a charge to Aalto University students and staff members.
  • Other customers can use the printer u90203-psc3. All printing is subject to a charge to non-University members.
Location:P1 Ark Aalto  58   | Archive
Keywords:thermal hydraulics
neutronics
SCWR
HPLWR
termohydrauliikka
neutroniikka
SCWR
HPLWR
Abstract (eng): The fourth generation of nuclear energy systems, as selected by the Generation IV International Forum (GIF) for further research, includes a reactor cooled with water pressurized to supercritical conditions.
Research on this Supercritical-Water-Cooled Reactor is carried out around the globe in different national and international projects.
In Europe, the research on SCWR's is focused on a specific implementation of the concept called the High Performance Light Water Reactor.

In this thesis, methods for computational modelling of the thermal-hydraulic and neutronic behaviour of the SCWR, with an aim on safety and transient analyses on a plant-wide scale, are presented.
These models are implemented in the system analysis code APROS.

The thermal-hydraulic model is based on a two-fluid formalism, which has been modified to allow simulation both at subcritical and supercritical pressure regions, as well as in seamless transitions between these two regions.
Constitutive laws describing heat transfer and friction phenomena at supercritical pressures are reviewed and implemented in the calculation system.
Verification and validation of the modified two-fluid model and supercritical-pressure constitutive laws are presented.

The neutronic model is based on a three-dimensional two-neutron group diffusion model.
The model which has been developed with the current generation II nuclear reactors in mind, can be directly adapted to the modelling of the SCWR with a thermal-spectrum core.

The methods presented in the first part of this thesis are applied to computational modelling of the HPLWR.
Generation of the thermal-hydraulic and neutronic nodalizations of the HPLWR and other input data required by the solution system are discussed.
Finally the created model is used for a few safety analyses of preliminary nature, in order to assess the safety concept of the HPLWR, and to examine the capability of the methods developed in this thesis.
Abstract (fin): Kansainvälisen GIF-järjestön jatkotutkimuksia varten valitsemat neljännen ydinreaktorisukupolven konseptit sisältävät reaktorin, jonka jäähdytteenä toimii ylikriittiseen tilaan paineistettu vesi.
Tätä SCWR-reaktoria tutkitaan ympäri maailman erilaisissa kansallisissa sekä kansainvälisissä tutkimushankkeissa.
Euroopassa SCWR-reaktorin tutkimus on keskittynyt HPLWR-nimellä tunnettuun toteutukseen.

Tässä tutkimuksessa esitellään laskennallisia menetelmiä SCWR-reaktorin termohydrauliikan ja neutroniikan mallintamiseen, tavoitteena turvallisuus- ja transienttianalyysit koko laitoksen mittakaavassa.
Nämä menetelmät on toteutettu APROS-systeemianalyysiohjelmistoon.

Tutkimuksessa käytetty termohydraulinen malli perustuu kaksifluidimalliin, joka on muunneltu mahdollistamaan laskenta ylikriittisellä ja alikriittisellä painealueella, sekä saumattomat siirtymät näiden alueiden välillä.
Työssä tarkastellaan ylikriittisellä painealueella tarvittavia lämmönsiirron sekä kitkan vaikutusta kuvaavia sulkeumalakeja, jotka on myös toteutettu laskentajärjestelmään.
Työssä esitellään myös muunnellun kaksifluidimallin sekä sulkeumalakien verifiointia ja validointia.

Työssä käytetty neutroniikkamalli puolestaan perustuu kolmiulotteiseen kaksiryhmädiffuusiomenetelmään.
Tämä malli, joka on alun perin suunniteltu nykyisten toisen sukupolven ydinvoimalaitosten mallintamiseen, soveltuu suoraan myös SCWR-reaktorin termis-spektrisen sydämen tarpeisiin.

Tämän tutkimuksen ensimmäisessä osassa esitettyjä menetelmiä sovelletaan HPLWR-reaktorin laskennalliseen mallintamiseen.
Termohydrauliikan ja neutroniikan laskentahilojen sekä muiden laskentajärjestelmän tarvitsemien syöttötietojen luomista esitellään, ja lopulta mallia käytetään muutaman turvallisuusanalyysin laskemiseen.
Näillä analyyseilla pyritään arvioimaan HPLWR-reaktorin turvallisuuskonseptia, sekä selvittämään tässä tutkimuksessa esitettyjen menetelmien pätevyyttä.
ED:2011-03-08
INSSI record number: 41562
+ add basket
« previous | next »
INSSI