Πειραματική μελέτη επανάψυξης υπερθερμανθεισών επιφανειών σε πιέσεις 4 και 5 bar

Abstract

Το μεταβατικό φαινόμενο της επανάψυξης των υπερθερμανθεισών ράβδων πυρηνικού καυσίμου, είναι ένα από τα κυριότερα φυσικά φαινόμενα που σχετίζονται με την ασφαλή λειτουργία ενός Πυρηνικού Αντιδραστήρα Ισχύος (ΠΑΙ). Η μελέτη του φαινομένου αυτού έχει μείζονα σημασία αφενός για τον σχεδιασμό και την κατασκευή της εγκατάστασης, αφετέρου για την ασφαλή λειτουργία της σε περίπτωση ατυχήματος. Ατύχημα σε έναν ΠΑΙ είναι πιθανόν να οδηγήσει στην απογύμνωση των ράβδων πυρηνικού καυσίμου από ψυκτικό υγρό. Ως αποτέλεσμα του γεγονότος αυτού, η θερμότητα που εκλύεται από τις ραδιενεργές σχάσεις και διασπάσεις δεν απάγεται, οδηγώντας στην υπερθέρμανση των ράβδων πυρηνικού καυσίμου. Για την αντιμετώπιση της υπερθέρμανσης των ράβδων, καθίσταται απαραίτητη η ενεργοποίηση ενός εφεδρικού συστήματος ψύξης έκτακτης ανάγκης (Emergency Core Cooling System, ECCS). Στόχος του συστήματος αυτού είναι η έγκαιρη επανάψυξη των ράβδων πυρηνικού καυσίμου, προτού αυτές αστοχήσουν με δυσμενείς συνέπειες για τον πυρήνα του αντιδραστήρα. Το φαινόμενο της επανάψυξης μίας ράβδου πυρηνικού καυσίμου δύναται να προσομοιωθεί και να διερευνηθεί πλήρως στο Θερμοϋδαυλικό Κύκλωμα νερού του Εργαστηρίου Πυρηνικής Τεχνολογίας του ΕΜΠ. Σκοπός της παρούσας Διπλωματικής Εργασίας (ΔΕ) είναι η πειραματική διερεύνηση της επίδρασης, αφενός της πίεσης που επικρατεί στο τμήμα δοκιμών της πειραματικής εγκατάστασης, αφετέρου της γεωμετρίας του υδραυλικού καναλιού του τμήματος δοκιμών, στην ταχύτητα επανάψυξης. Η επιλογή των συγκεκριμένων πειραμάτων επανάψυξης έγινε με γνώμονα τις ελλείψεις στη βιβλιογραφία καθώς και τη συνέχιση της σειράς προηγούμενων πειραμάτων που έγιναν στην ίδια εγκατάσταση στα πλαίσια προγενέστερης ΔΕ.

The rewetting of nuclear fuel rods, is one of the main physical phenomena associated with the safe operation of a Nuclear Power Reactor. The study of this phenomenon is of great importance both for the design of a Nuclear Reactor and its safe operation. After a Loss Of Coolant Accident (LOCA) the heat which is released, by radioactive decay and fissions, in the nuclear fuel cannot be successfully transferred to the coolant, leading to overheating of the fuel rods. To deal with this problem, it is necessary to activate an Emergency Core Cooling System (ECCS). Main aim of the ECCS is the rewetting of the fuel rods before they fail; because fail of the fuel rods could lead to extensive damage of the reactor core. The rewetting of a nuclear fuel rod can be fully simulated and investigated at the experimental facility located at the Nuclear Engineering Laboratory of the National Technical University of Athens. The purpose of this Thesis is the experimental investigation of the impact of the pressure of the test section (of the experimental setup) on the rewetting procedure. The impact of the diameter of the channel, which encloses the fuel rod, to the rewetting velocity is also investigated.