Az SCWTR reaktorkoncepció vizsgálata csatolt reaktorfizikai-termohidraulikai számításokkal

A napjainkban széles körben kutatott negyedik generációs reaktorok egyike a szuperkritikus nyomású vízzel hűtött reaktor (SCWR). Az SCWR-ek hűtőközege és egyben moderátora szuperkritikus nyomású (~250 bar) és viszonylag magas hőmérsékletű (belépéskor ~300 °C, kilépéskor ~500 °C) víz. A reaktorba közelítőleg 0,75 g/cm³ sűrűséggel belépő hűtőközeg az aktív zónában pszeudokritikus átalakuláson megy keresztül, aminek következtében sűrűsége erősen (nagyjából egy nagyságrenddel) csökken. Emiatt az SCWR-ekben a moderátor átlagos sűrűsége kisebb, mint a hagyományos nyomottvizes reaktorokban. Bizonyos SCWR-koncepcióknál különféle megoldásokkal (pl. a belépő nagyobb sűrűségű hűtőközegnek a kazetták közepén külön csatornában történő végigvezetésével, vagy cirkónium-hidrid pálcák beépítésével) igyekeznek pótolni a hiányzó moderátoranyagot. Ugyanakkor az alacsonyabb moderáltság – az epitermikus tartomány felé eltolódott neutronspektrum – hasznos is lehet, ha urán‑235 üzemanyag helyett tórium-urán üzemanyagciklusra tervezzük a reaktort. Az urán‑233 ugyanis már termikus és epitermikus neutronok kiváltotta hasadások esetén is elég nagy neutronhozammal rendelkezik ahhoz, hogy magas konverziós tényezőt lehessen vele elérni. Egy, az NTI-ben született SCWR-koncepció vizsgálata kimutatta, hogy a tóriumot a szuperkritikus vízzel hűtött reaktorok „természetes üzemanyagának” tekinthetjük.

A diplomamunka célja az NTI-ben kutatott tórium üzemanyagú SCWR-koncepció (SCWTR) reaktorfizikai vizsgálatainak továbbvitele az aktív zónában kialakuló teljesítmény-eloszlás további optimalizálása és a reaktivitástényezők tanulmányozása irányába. A reaktorfizikai számításokhoz az MCNP Monte Carlo részecsketranszport kód áll rendelkezésre, míg a számítógépes folyadékdinamikai (CFD) vizsgálatához a CFX programrendszert lehet felhasználni. Tekintettel azonban a CFX kóddal történő modellezés hatalmas számításigényére, mindkét fent említett kutatási irány feltételezi az NTI-ben korábban kifejlesztett egydimenziós termohidraulikai számítási eljárásból (1DTH) és az MCNP kódból álló csatolt reaktorfizikai-termohidraulikai programrendszer használatát, illetve annak továbbfejlesztését. A hallgató első feladata az 1DTH számítási eljárás kiegészítése a hűtőközeg nyomásváltozásának modellezésével. Az így továbbfejlesztett program segítségével pontosíthatóak a rektorkoncepció hűthetőségére vonatkozó korábbi megállapítások is. A két további feladat: (1) annak vizsgálata, hogy az aktív zóna teljesítmény-eloszlását milyen mértékben lehet kiegyenlítettebbé tenni profilírozott dúsítású üzemanyag vagy kiégő mérgek használatával; (2) egy olyan számítási eljárás kidolgozása, amely alkalmas az üzemviteli és biztonsági szempontból egyaránt fontos reaktivitástényezők meghatározására. A második feladatba beleértendő a reaktivitástényezők dúsítástól és profilírozástól való függésének elemzése is.