Wyniki wyszukiwania - BazTech

1

Thermal – hydraulic analysis of fuel block in high temepera-ture reactor

Królikowski I., Kępisty G., Orliński M.

Logistyka

|

2015

|

nr 4

9278--9285, CD3

EN

Thermal hydraulic analysis of the reactor core is important since it allows to optimize the nuclear reactor operation and to avoid too high temperature in the fuel. Enhancement of the reactor core increases the safety and the efficiency of the reactor operation and it has positive impact on the logistic in the nuclear sector. The thermal analysis of the fuel block column of the high temperature reactor is presented. The 3D power density profile has been used in the thermal calculations to obtain the temperature field within the column of the nine fuel blocks. The hot spot for the critical power profile is found. Temperature profiles obtained in the analysis have been compared with the reference data to check the numerical model, which has been used in the CFD calculations. Obtained temperatures are consistent with the reference data, it proves that the numerical model is correct.

2

Space dependence of reactivity measurements in ADS

Gajda P., Królikowski I., Orliński M.

Logistyka

|

2015

|

nr 4

8856--8866, CD3

EN

Growing interest in partitioning and transmutation (P&T) of nuclear waste is observed worldwide during last decades. The main goal is to reduce amount of highly radioactive waste produced by nuclear industry by reusing spent nuclear fuel. Reduction of required storage time is achieved at the same time. So called closed nuclear fuel cycle requires however development of new reactor technologies, including fast reactors (FR) and accelerator driven systems (ADS). The latter being the technology exceptionally well suited for nuclear transmutation due to ADS enhanced safety proprieties. Because ADS works in the subcritical state, unlike classical critical reactor, there is a need for constant monitoring of the reactivity. On-line reactivity monitoring system is a new feature, unique for ADS. Because most known reactivity assessment methods are based on point kinetic model, while real reactor kinetics are space dependent, so called spatial effects are observed. Obtained reactivity value depends on detector placement. For reliable and robust reactivity monitoring system those effects need to be corrected. It can be achieved by calculating correction coefficients for every detector position.

PL

Rozwój układów podkrytycznych sterowanych akceleratorem (ADS) związany jest z rozwojem technologii służących do transmutacji odpadów promieniotwórczych. Układy te są szczególnie predysponowane do ponownego użycia wypalonego paliwa ze względu na zwiększone parametry bezpieczeństwa. Korzyści płynące z transmutacji to z jednej strony zmniejszenie ilości odpadów i skrócenie niezbędnego czasu ich składowania, a z drugiej lepsze wykorzystanie dostępnych zasobów. Ponieważ układy ADS pracują w stanie podkrytycznym konieczne staje się ciągłe monitorowanie dystansu do krytyczności w trakcie ich pracy. Zagadnienie to nie występuje w klasycznych reaktorach krytycznych. Ponieważ znane metody pomiaru reaktywności bazują na modelu punktowym kinetyki reaktora, możliwość ich zastosowania w układach ADS wymaga eksperymentalnego potwierdzenia. Jedną z proponowanych metod pomiaru jest metoda Sjöstranda. Jednakże w jej przypadku zauważalna jest silna zależność pomiędzy uzyskiwaną wartością reaktywności, a położeniem detektora. Te tzw. efekty przestrzenne muszą być skorygowane. Można to zrobić obliczając odpowiednie współczynniki korekcyjne dla poszczególnych pozycji detektorów. Jednakże współczynniki mogą zależeć nie tylko od położenia detektora, ale także innych czynników, w tym od reaktywności układu. Przeprowadzone obliczenia i analiza eksperymentu pokazują jednak, że w zakresie badanych reaktywności nie zmieniały się one. Pokazuje to, że raz obliczony współczynnik może być wykorzystywany przynajmniej dla pewnego zakresu reaktywności.

3

Local effects of fuel burnup in high temperature reactor

Kępisty G., Królikowski I., Gajda P.

Logistyka

|

2015

|

nr 4

9114--9123, CD3

EN

Fuel cycle studies aim to provide the optimal utilization of the fuel in nuclear reactors. Most of the scientific efforts focus on the global integral results of material depletion, which are important for the nuclear power plant logistics. On the other hand, the local burnup effects are often neglected, what may lead to the bias of estimated quantities. Advanced systems such as High Temperature Reactor still require development of the reliable approach to the core physics at equilibrium state. In this work we check if a precise mesh of fuel zones helps to observe some systematic effects of fuel depletion in a graphite block from HTR of prismatic type. Continuous Energy Monte Carlo Burnup code MCB5 was applied to study evolution of power profile and isotopic densities. We draw conclusions concerning the local neutron physics, explain observed depletion phenomena and extrapolate the results on the full core studies. Furthermore, we explain significance our conclusions for the safety assessments.

PL

Badania cyklu paliwowego mają na celu optymalizację zużycia paliwa w reaktorach jądrowych. Większość wysiłków naukowych skupia się na całkowitych globalnych wynikach zubożenia materiałów, istotnych z punktu widzenia logistyki elektrowni atomowej. Z drugiej strony, lokalne efekty wypalenia są często zaniedbywane, co może prowadzić do przekłamań w oszacowanych wielkościach. Zaawansowane systemy takie jak reaktory wysokotemperaturowe HTR wciąż wymagają rozwoju wiarygodnego podejścia do fizyki rdzenia w stanie równowagowym. W niniejszej pracy sprawdzamy, czy precyzyjna dyskretyzacja stref paliwowych pozwala zaobserwować nowe efekty wypalenia paliwa w bloku grafitowym. Wyciągamy wnioski dotyczące wpływu na badania całego rdzenia oraz na oszacowania bezpieczeństwa systemu. Zastosowaliśmy kod przepałowy Monte Carlo MCB5 do symulacji zubożeniowych bloku paliwowego z reaktora HTR. Mikro-kapsułki TRISO i podwójna niejednorodność paliwa są precyzyjnie opisane w naszym modelu bazowanym na specyfikacji Projektu PuMA. Aby zbadać lokalne efekty wypalenia sprzężone z fizyką neutronową, dokładna siatka stref wertykalnych (24) oraz radialnych (9) została uwzględniona w naszym modelu numerycznym. Wymagane wielkości fizyczne są zbierane w trakcie procedury Monte Carlo a moduł zubożeniowy używa metody Analizy Trajektorii Transmutacji (TTA) w celu rozwiązania równań Bateman’a. Procedura jest powtarzana przy każdym kroku czasowym. Schemat przekroju bloku paliwowego rozważanego w naszych badaniach. Wyniki numeryczne wskazują na to, że gęstość mocy w paliwie zależy zarówno od pozycji w bloku jak i okresu naświetlenia. Niewielki nadmiar grafitu na pionowych peryferiach zwiększa lokalnie moderację neutronów i przyspiesza wypalanie rozszczepialnych izotopów. Gęstość mocy nie jest jednorodna i większa na brzegach bloku paliwowego. W rezultacie występuje tam wyższa temperatura i przepał paliwa, w szczególności na początku cyklu paliwowego. W przypadku scenariuszy awarii, wadliwe kapsułki mają większą szansę na wystąpienie w takiej lokalizacji.

4

Thermal Neutron Signal Analysis of SiC Sensors with the 10 BNeutron Converter Layer

Królikowski I., Gajda P.

Logistyka

|

2014

|

nr 4

4543--4549, CD6

EN

Analysis of the signal formation in SiC sensors including the 10B neutron converter layer is presented. The response of the sensor collected under thermal neutrons during experiment performed in research react BR1 is shown. The experimental response was correctly reproduced by author’s code. Computer simulation allows for detailed analysis of the signal formation in the sensor. Signal coming from the neutron converter was separated and sources of peaks observed in the response are identified.

PL

Analiza tworzenia sygnału w SiC detektorze zawierającym konwerter neutronów bazujący na 10B została zaprezentowana. Pokazano sygnał zebrany przez sensor pod wpływem neutronów termicznych, eksperyment został przeprowadzonym w reaktorze badawczym BR1. Eksperymentalny sygnał został poprawnie odwzorowany przez narzędzie komputerowe stworzone przez autorów. Symulacje komputerowe pozwoliły na szczegółowa analizę tworzenia sygnału, co pozwoliło na odseparowanie sygnału pochodzą cego od konwertera neutronów. Dodatkowo zidentyfikowano źródła piki występujące w odpowiedzi detektora.

5

On-line Reactivity Monitoring System in Accelerator-Driven Systems

Gajda P., Królikowski I.

Logistyka

|

2014

|

nr 4

4245--4255, CD 6

EN

Accelerator Driven Systems (ADS) are one of technologies proposed for transmutation of spent nuclear fuel. It is a relatively new concept consisting of subcritical reactor and spallation neutron source driven by proton accelerator. The benefit of operating in subcritical state are enhanced safety properties. However, the distance to criticality should be a known value during the system’s operations. Therefore there is need to develop the reactivity monitoring system for ADS. Due to fact that most known methods of measuring the reactivity are based on point kinetic model there is a need to validate their suitability for ADS. The appropriate experiments were carried out in two experimental reactors. Tested methods included among others the Sjöstrand and source-jerk techniques. The results confirm that subcritical core kinetics differ from point kinetic model and measured reactivity value depends on the detector position. However this obstacle can be overcome by using proper correction techniques. They were successfully tested and accurate reactivity determination was possible. Another issue is possibility to measure the reactivity during system perturbation. Due to nature of delayed neutrons accurate measurement is not possible immediately after change of reactivity. More research is needed to confirm the possibility to compensate this effect. Finally, tested methods were proved to be useful in reactivity monitoring system, at least in steady state.

PL

Układy podkrytyczne sterowane akceleratorem (ADS) są jedną z technologii mających służyć to transmutacji wypalonego paliwa jądrowego. Jest to stosunkowo nowa koncepcja zakładająca zastosowanie reaktora pracującego w stanie podkrytycznym oraz spalacyjnego źródła neutronów. Praca w stanie podkrytycznym znacząco zwiększa margines bezpieczeństwa pracy takiego układu. Ponieważ dystans do krytyczności powinien być zawsze znany, konieczne jest opracowanie systemu pomiaru reaktywności. Większość znanych metod pomiaru reaktywności wywodzi się z punktowego modelu kinetyki reaktora, dlatego konieczna jest ich walidacja pod katem użycia w układach podkrytycznych. Odpowiednie eksperymenty przeprowadzono z wykorzystanie dwóch reaktorów badawczych. Wśród testowanych metod były metody Sjöstranda ora source-jerk. Wyniki eksperymentów potwierdzają, że z uwagi na różnice w zachowaniu rzeczywistego układu od modelu punktowego, mierzona wartość silnie zależy od położenia detektora. Problem ten może zostać rozwiązany przez zastosowanie odpowiednich poprawek, które zostały z powodzeniem zweryfikowane. Kolejnym problemem jest pomiar reaktywności w trakcie zmiany jej wartości. Z uwagi na właściwości neutronów opóźnionych dokładny pomiar nie jest możliwy natychmiast. Możliwość skompensowania tego efektu powinna być jednym z tematów dalszych prac. Podsumowując, można stwierdzić, że przedstawione metody mogą zostać wykorzystane w systemie pomiaru reaktywności, przynajmniej do pomiaru stałej reaktywności.

6

Optimization of pin fin heat sink by application of CFD simulations and DOE methodology with neural network approximation

Kasza K., Malinowski Ł., Królikowski I.

International Journal of Applied Mechanics and Engineering

|

2013

|

Vol. 18, no. 2

365--381

EN

A design optimization of a staggered pin fin heat sink made of a thermally conductive polymer is presented. The influence of several design parameters like the pin fin height, the diameter, or the number of pins on thermal efficiency of the natural convection heat sink is studied. A limited number of representative heat sink designs were selected by application of the design of experiments (DOE) methodology and their thermal efficiency was evaluated by application of the antecedently validated and verified numerical model. The obtained results were utilized for the development of a response surface and a typical polynomial model was replaced with a neural network approximation. The particle swarm optimization (PSO) algorithm was applied for the neural network training providing very accurate characterization of the heat sink type under consideration. The quasi-complete search of defined solution domain was then performed and the different heat sink designs were compared by means of thermal performance metrics, i.e., array, space claim and mass based heat transfer coefficients. The computational fluid dynamics (CFD) calculations were repeated for the most effective heat sink designs.