Ylikriittisen painealueen termohydrauliikan simulointi APROS:lla

Kaavailtuihin neljännen sukupolven ydinreaktoreihin kuuluu reaktorikonsepti, jonka jäähdytteenä toimii termodynaamisesti ylikriittisessä tilassa oleva vesi. Tällaisen SCWR- reaktorin suunnittelulle ja turvallisuusanalyyseille on ehdottomana edellytyksenä mahdollisuus ylikriittisen jäähdytteen termohydrauliikan tarkkaan ja luotettavaan simulointiin. Tätä tarkoitusta varten APROS-simulointiohjelmiston yksidimensioinen termohydraulinen kaksifaasimalli kehitettiin toimivaksi myös ylikriittisellä painealueella. Lähdekoodin muutokset pitivät sisällään eräiden vain kaksifaasialueella merkityksellisten muuttujien uudelleenmäärittelyn, höyrytaulukoiden tarkennuksen, sekä ylikriittiselle painealueelle sopivien lämmönsiirto- ja kitkakorrelaatioiden lisäämisen. Pari perustestitapausta, sekä sarja muunneltuja Edwards-O'Brien ulospuhalluskokeita simuloitiin ratkaisualgoritmin toimivuuden ja stabiilisuuden testaamiseksi, sekä varmistumiseksi APROS:in kyvystä selviytyä nopean yli- ja alikriittisen painealueen välisen transition simuloinnista. APROS:in ylikriittisen painealuuen laskennan ensimmäiseksi sovellukseksi kehitettiin termohydraulinen simulaatiomalli eurooppalaisen SCWR-reaktorikonseptin, HPLWR-reaktorin, reaktoripaineastiasta. Tämä malli toimii APROS:in parannetun ratkaisukoodin testialustana, ja myöhemmin pohjana täydellisemmän ydinvoimalaitosmallin kehittämiselle

SCWR-reaktorin laskennallinen mallintaminen

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.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