Ο εκπαιδευτικός προσομοιωτής του πυρηνικού αντιδραστήρα πεπιεσμένου ύδατος τύπου WWER-1000. Μέρος Α' : Ανασκόπηση των συνιστωσων του φυσικομαθηματικού μοντέλου του προσομοιωτή

Βασιλάκης, Σταμάτιος; Πετρόπουλος, Νικόλαος; Vasilakis, Stamatios; Petropoulos, Nikolaos

dc.contributor.author	Βασιλάκης, Σταμάτιος	el
dc.contributor.author	Πετρόπουλος, Νικόλαος	el
dc.contributor.author	Vasilakis, Stamatios	en
dc.contributor.author	Petropoulos, Nikolaos	en
dc.date.accessioned	2015-01-23T08:47:27Z
dc.date.available	2015-01-23T08:47:27Z
dc.date.issued	2015-01-23
dc.identifier.uri	https://dspace.lib.ntua.gr/xmlui/handle/123456789/40101
dc.identifier.uri	http://dx.doi.org/10.26240/heal.ntua.8630
dc.rights	Αναφορά Δημιουργού-Μη Εμπορική Χρήση-Όχι Παράγωγα Έργα 3.0 Ελλάδα	*
dc.rights.uri	http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/3.0/gr/	*
dc.subject	WWER-1000 προσομοιωτής	el
dc.subject	Εκπαιδευτική προσομοίωση	el
dc.subject	Φυσική πυρηνικού αντιδραστήρα	el
dc.subject	Αντιδραστήρας πεπιεσμένου ύδατος	el
dc.subject	Πυρηνική τεχνολογία	el
dc.subject	WWER-1000 simulator	en
dc.subject	Educational simulation	en
dc.subject	Nuclear reactor physics	en
dc.subject	Pressurized water reactor (PWR)	en
dc.subject	Nuclear engineering	en
dc.title	Ο εκπαιδευτικός προσομοιωτής του πυρηνικού αντιδραστήρα πεπιεσμένου ύδατος τύπου WWER-1000. Μέρος Α' : Ανασκόπηση των συνιστωσων του φυσικομαθηματικού μοντέλου του προσομοιωτή	el
dc.title	WWER-1000 Nuclear reactor simulator for education. Part A': Overview of simulator physico-mathematical model components	en
heal.type	bachelorThesis
heal.classification	Πυρηνική Τεχνολογία	el
heal.classification	Nuclear Engineering	en
heal.language	el
heal.access	free
heal.recordProvider	ntua	el
heal.publicationDate	2014-10-23
heal.abstract	Για τη διδασκαλία της Πυρηνικής Τεχνολογίας σε προχωρημένο προπτυχιακό επίπεδο όσο και σε πρώιμο μεταπτυχιακό επίπεδο, απαιτείται να μεταδοθούν στον φοιτητή οι βασικές λεπτομέρειες της ασφαλούς λειτουργίας ενός πυρηνικού αντιδραστήρα. Ανάμεσα στους τρόπους που χρησιμοποιούνται για το σκοπό αυτό είναι και η χρήση εκπαιδευτικών προσομοιωτών λειτουργίας πυρηνικών αντιδραστήρων. Για την ευρύτερη διάδοση των εκπαιδευτικών προσομοιωτών στην ανώτερη και ανώτατη εκπαίδευση Πυρηνικής Τεχνολογίας, ο Διεθνής Οργανισμός Ατομικής Ενέργειας (ΔΟΑΕ ή στα αγγλικά ΙΑΕΑ), αποφάσισε να χρηματοδοτήσει την ανάπτυξη εκπαιδευτικών προσομοιωτών για τους κυριότερους τύπους των σημερινών (2014) πυρηνικών αντιδραστήρων ισχύος. Στη συνέχεια διάθεσε τα προϊόντα αυτά δωρεάν στις χώρες – μέλη του και οργάνωσε και επαναλαμβανόμενα εκπαιδευτικά σεμινάρια για τη χρήση τους. Ένας από τους πλέον πλήρης από αυτούς τους εκπαιδευτικούς προσομοιωτές είναι εκείνος του αντιδραστήρα WWER-1000, κυρίως διότι αποτελεί τμήμα του λογισμικού του αντίστοιχου πραγματικού προσομοιωτή και έχει αναπτυχθεί από την ίδια εταιρεία. Ο προσομοιωτής αυτός είναι γενικότερα πολύ χρήσιμος όχι μόνο για την κατανόηση της λειτουργίας ενός πυρηνικού αντιδραστήρα τύπου WWER-1000, αλλά και για την κατανόηση της λειτουργίας πυρηνικών αντιδραστήρων τεχνολογίας πεπιεσμένου ύδατος. Στα πλαίσια της παρούσας Διπλωματικής Εργασίας, διερευνάται η θεωρητική βάση, η δομή και η λειτουργία του υπόψη προσομοιωτή στην μόνιμη κατάσταση υπό πλήρη ισχύ, προκειμένου να εξηγηθεί λεπτομερώς τουλάχιστον κατά το μέρος αυτό, η συμπεριφορά του, ώστε να χρησιμοποιηθεί σε μαθήματα προσομοίωσης αντιδραστήρα τύπου πεπιεσμένου ύδατος, τα οποία μπορούν να οργανωθούν είτε στην αίθουσα διδασκαλίας είτε στο Εργαστήριο Προσωπικών Υπολογιστών της Σχολής Μηχανολόγων Μηχανικών. Για το σκοπό αυτό εξετάζονται χονδρικά οι εξισώσεις που περιγράφουν την μεταφορά θερμικών νετρονίων του αντιδραστήρα που χρησιμοποιούνται στον εκπαιδευτικό προσομοιωτή, με βάση τις οποίες μεταβάλλεται η ροή νετρονίων και όταν ο αντιδραστήρας λειτουργεί ως κρίσιμος. Επιπλέον παρουσιάζονται οι κύριοι παράγοντες που επηρεάζουν την αντιδραστικότητα και επομένως και την περίοδο του αντιδραστήρα, η οποία παίζει σημαντικό ρόλο στο σύστημα εξισώσεων οικονομίας νετρονίων. Τέτοιοι παράγοντες είναι οι αλλαγές της θερμοκρασίας, η ανάπτυξη δηλητηρίων της σχάσεως, και η μείωση λόγω κατανάλωσης, της συγκέντρωσης σχάσιμων πυρήνων στο μίγμα του αντιδραστήρα. Η ανάλυση αντιδραστικότητας γίνεται για μία ενεργειακή ομάδα νετρονίων, τα θερμικά νετρόνια και για ομογενή αντιδραστήρα θερμικών νετρονίων με καύσιμο φυσικό ή ελαφρά εμπλουτισμένο Ουράνιο, με επιβραδυντή ελαφρύ νερό. Δίνονται επίσης θεωρητικά στοιχεία από τη θερμοδυναμική και την μετάδοση θερμότητας στον πυρήνα του αντιδραστήρα. Τα στοιχεία αυτά είναι αναγκαία και στο επίπεδο της προσομοίωσης του αντιδραστήρα WWER-1000, διότι επιτρέπουν τον υπολογισμό των θερμοκρασιών στον πυρήνα, οι οποίες έχουν, όπως παρουσιάσθηκε, σημαντική επίδραση στην αντιδραστικότητα. Ως αναπόσπαστο μέρος της εξέτασης των θερμοκρασιών στον πυρήνα διατυπώνεται ένα προσεγγιστικό αριθμητικό μοντέλο ρευστομηχανικής και μεταφοράς θερμότητας και μάζας για έναν αντιδραστήρα πεπιεσμένου ύδατος, στο οποίο φυσικά λαμβάνονται υπόψη οι εξισώσεις διατήρησης, o τρόπος που παράγεται η ενέργεια από τις σχάσεις στο πυρηνικό καύσιμο, η θερμοκρασία στα διάφορα σημεία του πυρήνα εξαιτίας της μετάδοση θερμότητας από το περίβλημα των ράβδων προς το ψυκτικό μέσο, οι θερμοφυσικές ιδιότητες του ψυκτικού μέσου και ο χρόνος. Τέλος διερευνάται η προσομοίωση ενός αντιδραστήρα WWER-1000 με πλήρη ισχύ, δηλαδή σε κατάσταση κρισιμότητας με πλήρη ισχύ και μάλιστα λίγο μετά την εκκίνησή του με νέο καύσιμο με βάση τις συνθήκες λειτουργίας σε μόνιμη κατάσταση. Για το σκοπό αυτό εξετάζεται το χωρικό και το χρονικό βήμα που μπορεί να δέχεται η προσομοίωση, της οποίας αναπτύχθηκαν τα θεωρητικά σημεία, η διατήρηση νετρονίων ανά στοιχειώδη όγκο, και η ενεργειακή ανάλυση ανά στοιχειώδη όγκο, για τον υπολογισμό των αναπτυσσόμενων θερμοκρασιών στο πυρηνικό καύσιμο, το περίβλημα της ράβδου του πυρηνικού καυσίμου και το ψυκτικό μέσο. Ο σκοπός φυσικά είναι η παρατήρηση κυρίως του αναπτυσσόμενου πεδίου θερμοκρασιών σε όλα τα κύρια υλικά του πυρήνα, ως τον σημαντικότερο παράγοντα που καθορίζει την αντοχή του πυρήνα.	el
heal.abstract	An effective education in Nuclear Engineering in advanced undergraduate or even in early postgraduate levels has to give students all basic details regarding the safe operation of a nuclear reactor. One of the methods used to achieve this purpose is the employment of educational nuclear reactor simulators. The International Atomic Energy Agency (IAEA), in order to further support the use of such simulators in nuclear engineering education, has financed their development for the main types of today's (2014) nuclear power reactors. Subsequently, IAEA distributed these products to the member states and repeatedly organized seminars to demonstrate their usage. The WWER-1000 pressurized water nuclear reactor simulator is one of the most complete out of these simulators series, mainly because it has been developed by the same company, which supports the actual simulators for this type of reactors. This simulator has proven very useful, not only for better understanding the operation of the WWER-1000 reactor, but also for the understanding of the operation of all reactors of the pressurized water technology. In the framework of this Dissertation, the theoretical basis, the structure and the operation of this educational simulator is investigated for the case of steady-state full power, so as to facilitate a detailed explanation of its performance. This could be proven very useful if the simulator is to be used in a simulation course for PWR nuclear power reactor, which could be organized in class or in the PC Lab of the School of Mechanical Engineering of NTUA. To this end, within this Dissertation, the generic transport equations for thermal neutrons used in the simulator are closely examined. These equations can be used to describe the variations of neutron flux even in the steady-state operation. The main factors which influence reactivity and reactor period are also presented. These factors play an important role to the solution of the system of equations governing reactor neutron economy. Main such factors are: temperature variations, fission poisons, and fuel burn-up. The reactivity analysis is considered for one-speed thermal neutrons only, for a thermal homogeneous bare reactor, in which the fuel is natural or low enriched uranium and the moderator is light water. The analysis is further supported by thermodynamic and heat transfer considerations. These considerations are essential to the simulator, since they allow for the calculation of the reactor core temperatures, which play an important role with regard to reactivity. Core temperatures are considered as a part of an approximate fluid mechanics model, which takes into account conservation laws, the way energy is produced from fission in the nuclear fuel, the temperature at the outside of the nuclear fuel rods cladding, the thermophysical properties of the coolant, the heat transfer from the rods to the coolant and also time. Finally, the operational conditions of a WWER-1000 reactor performing in full power and in steady-state using fresh fuel are considered for simulation. To this end, the spatial and time resolution of the simulation is further reviewed along with the resulting temperatures in the fuel, at the cladding and in the coolant. The main purpose of this final overview is to observe the developed temperature field in all main reactor core components, as the decisive factor regarding the mechanical strength of the core.	en
heal.advisorName	Πετρόπουλος, Νικόλαος	el
heal.committeeMemberName	Χίνης, Ευάγγελος	el
heal.committeeMemberName	Αναγνωστάκης, Μάριος	el
heal.academicPublisher	Εθνικό Μετσόβιο Πολυτεχνείο. Σχολή Μηχανολόγων Μηχανικών. Τομέας Πυρηνικής Τεχνολογίας	el
heal.academicPublisherID	ntua
heal.numberOfPages	205 σ.
heal.fullTextAvailability	true