haku: @keyword HPLWR / yhteensä: 5
viite: 2 / 5
Tekijä: | Kurki, Joona |
Työn nimi: | Computational modeling of a supercritical-water-cooled reactor |
SCWR-reaktorin laskennallinen mallintaminen | |
Julkaisutyyppi: | Lisensiaatintutkimus |
Julkaisuvuosi: | 2010 |
Sivut: | 88 Kieli: eng |
Koulu/Laitos/Osasto: | Teknillisen fysiikan laitos |
Oppiaine: | Ydin- ja energiatekniikka (Tfy-56) |
Valvoja: | Salomaa, Rainer |
Ohjaaja: | Hänninen, Markku |
OEVS: | Sähköinen arkistokappale on luettavissa Aalto Thesis Databasen kautta.
Ohje Digitaalisten opinnäytteiden lukeminen Aalto-yliopiston Harald Herlin -oppimiskeskuksen suljetussa verkossaOppimiskeskuksen suljetussa verkossa voi lukea sellaisia digitaalisia ja digitoituja opinnäytteitä, joille ei ole saatu julkaisulupaa avoimessa verkossa. Oppimiskeskuksen yhteystiedot ja aukioloajat: https://learningcentre.aalto.fi/fi/harald-herlin-oppimiskeskus/ Opinnäytteitä voi lukea Oppimiskeskuksen asiakaskoneilla, joita löytyy kaikista kerroksista.
Kirjautuminen asiakaskoneille
Opinnäytteen avaaminen
Opinnäytteen lukeminen
Opinnäytteen tulostus
|
Sijainti: | P1 Ark Aalto 58 | Arkisto |
Avainsanat: | thermal hydraulics neutronics SCWR HPLWR termohydrauliikka neutroniikka SCWR HPLWR |
Tiivistelmä (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. |
Tiivistelmä (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. |
ED: | 2011-03-08 |
INSSI tietueen numero: 41562
+ lisää koriin
INSSI