Wyniki wyszukiwania - BazTech

1

Miejsce modułowych reaktorów małej mocy w programie energetyki jądrowej w Polsce

Pieńkowski L., Skolik K.

Nowa Energia

|

2016

|

nr 5/6

32--37

PL

Program Polskiej Energetyki Jądrowej (PPEJ) ma wymiar istotny dla gospodarki. Jego celem jest włączenie do krajowego systemu elektroenergetycznego elektrowni jądrowej o mocy powyżej 1000 MW w 2025 r. (lub kilka lat później), a docelowa moc energetyki jądrowej ma wynosić 6000 MW. W programie przyjętym przez rząd, w styczniu 2014 r., za referencyjny koszt inwestycji przyjęto 4000 €/kW, a jednostkowy koszt wytwarzania energii elektrycznej na poziomie 86 €/MWh.

2

Safety analysis of coolant needed supply for Spent Fuel Pool in light of Fukushima Accident

Malicki M., Skolik K., Oettingen M.

Logistyka

|

2015

|

nr 4

9450--9457, CD3

EN

The Fukushima accident shows us that not only the core and reactor could make problems during unexpected events but also Spent Fuel Pool (SFP). That accident encouraged many experts to reconsider safety features in this area of Nuclear Power Plants (NPP) and to be more mindful of this potential problem. Preparing precise analysis of such accidents could provide important information about possible consequences and bring up essential solutions about how to improve SFP fuel management and safety systems related with the fuel storage process. This paper delivers analysis based on the Fukushima SFP unit 4 accident from March 11th 2011. The Fukushima type accident was caused by a lack of heat reception: water vaporization was the only way for heat to escape from SFP. Critical to avoid serious consequences in that situation is to know when and how much water must be provided by the operator to the SFP to ensure the assembly is submerged into a coolant. During this accident the SFP was almost full, 1530 of 1560 spots were taken and instruments, safety or safety-related systems like heat exchangers were not available.

3

Control rods shadow effect in the VENUS-F core

Orliński M., Gajda P., Skolik K.

Logistyka

|

2015

|

nr 4

9552--9560, CD3

EN

One of the most important areas of nuclear energy development is partitioning and transmutation (P&T) of nuclear waste. The main aspect of these activity is reusing of the spent nuclear fuel with its three main befits: reduced amount of highly radioactive waste, reduction of required storage time and better use of uranium ore resources. The goal is to achieve so called closed nuclear fuel cycle. It requires development of new reactor technologies, such as fast reactors (FR) and accelerator driven systems (ADS). The ADS is not a new concept, but such system was newer built. Due to their enhanced safety proprieties, the concept was revived as a system dedicated for transmutation. Due to the fact that ADS works in the subcritical state some aspects of the core physics differ from critical reactors used to date. Because there is an addition neutron source in the middle of the core, the neutron flux distribution is different. This fact has consequences to fuel burnup in different regions of the core or control rods efficiency. Those topics should be therefore investigated more closely. Important issue is the assessment of mutual interaction between different control rods called the shadowing effect, namely how position of one of the rods affects the efficiency of the other.

PL

Jednym z najważniejszych obszarów rozwoju energetyki jądrowej są technologie związane z transmutacją odpadów promieniotwórczych. Celem jest ponowne wykorzystanie wypalonego paliwa i osiągnięcie tzw. zamkniętego cyklu paliwowego. Największymi zaletami takiego rozwiązania są redukcja ilości odpadów promieniotwórczych, skrócenie niezbędnego czasu ich składowania oraz lepsze wykorzystanie dostępnych zasobów rudy uranowej. Wymaga to jednak rozwoju nowych technologii reaktorów, takich jak reaktory prędkie (FR) czy układy podkrytyczne sterowane akceleratorem (ADS). Układy podkrytyczne nie są koncepcja nową, ale nigdy nie został jeszcze uruchomiony przemysłowy układ tego typu. Ich największa zaletą po kątem transmutacji jest zwiększony margines bezpieczeństwa pracy, wynikający z pracy w stanie podkrytycznym. Jednakże praca w takim stanie powoduje, że pewne aspekty fizyki rdzenia w układach ADS różnią się od klasycznych reaktorów krytycznych. Oczywistym skutkiem zastosowania dodatkowego źródła neutronów jest znacząco wyższy strumień neutronów w środku rdzenia, niż na obrzeżach. Ma to wpływ m.in. na wypalenie paliwa w różnych regionach rdzenia czy efektywność prętów kontrolnych. Zagadnieniem prezentowanym w tym artykule jest ocena występowania efektu przesłaniania prętów kontrolnych w reaktorze VENUS-F. Efekt ten może powodować, że wartość danego pręta może być zależna od położenia innego. W artykule zawarto ocenę występowania efektu przesłaniania na podstawie danych eksperymentalnych oraz obliczeniowych, uzyskanych przy pomocy kodu MCNP. Uzyskane wyniki zależą od użytej metody. Dane eksperymentalne pokazują słaby ujemny efekt przesłaniania, natomiast dane symulacyjne nie pozwalają na wydanie jednoznacznej oceny. Jeśli efekt ten występuje, to jest jednak mało znaczący. Wykryta została również niewielka asymetria rdzenia.

4

Analysis of melcor code utility for safety assessment of high-temperature reactors

Skolik K., Malicki M., Stanisz P.

Logistyka

|

2015

|

nr 4

9739--9745, CD3

EN

Small Modular Reactors (SMR) are probably one of the solutions to world’s nuclear energy problems. They could be cheaper than classical Nuclear Power Plants (NPP) and they could provide diversification of power production. High Temperature Reactors (HTR) are of interest for big companies with huge energy consumption as a fairly inexpensive and relatively independent source of power. According to the designers, in the future it will be possible to place one of the SMRs inside a factory or very close to the city. Before it happens it is necessary to conduct a lot of analysis which can prove that this concept is safe. The aim of this paper is to describe one possible way to assess safety features by using one of the best computer codes for severe accident analysis, MELCOR. The authors try to assess if existing computer codes give us a tool to create proper model of HTR and simulate its failure. The next question is what are the advantages and disadvantages that characterize Small Modular Reactors.

PL

Małe reaktory modułowe mogą być przyszłością w produkcji energii. Mogą rozwiązać wiele problemów związanych zarówno ze zwiększeniem wymagań społecznych co do konsumpcji energii jak i dywersyfikacji dostaw w miejsca trudno dostępne i dla przemysłu. Ze strony przemysłu, potencjalnych użytkowników reaktorów HTR określenie warunków lokalizacji reaktora jest jednym z najistotniejszych zagadnień. Po pierwsze reaktor aby był użyteczny musi być w bezpośrednim sąsiedztwie instalacji przemysłowych, po drugie nie może stwarzać zagrożeń dla nich, ani te instalacje nie mogą zmniejszać bezpieczeństwa samego reaktora. Dlatego też celem niniejszego opracowania jest zbadanie użyteczności kodu MELCOR powszechnie wykorzystywanego w energetyce jądrowej do określenia globalnych warunków bezpieczeństwa. Służy on do analiz awarii ciężkich w reaktorach jądrowych. Ze względu iż jest on ciągle rozwijany pozwala również na modelowanie niekonwencjonalnych lub mało popularnych reaktorów jądrowych. HTR to przykład takiego właśnie nowatorskiego podejścia do energetyki jądrowej. MELCOR dzięki ciągłemu rozwojowi zarówno istniejących już modeli, jak i poszerzania jego możliwości pozwala również na analizę takiego właśnie pryzmatycznego, wysokotemperaturowego reaktora, chłodzonego helem.