GÁZHŰTÉSŰ GYORSREAKTOR REAKTORFIZIKAI

VIZSGÁLATA AZ MCNP KÓDDAL

SZAKDOLGOZAT

Nagy Máté

Témavezető: Szieberth Máté

egyetemi adjunktus

BME Nukleáris Technika Intézet

BME

2011

2 | O l d a l :

Tartalomjegyzék

Fizika BSc :: Szakdolgozat :: Kiírás ..................................................................................................................................... 4

Önállósági nyilatkozat .............................................................................................................................................. 5

1. Bevezető .................................................................................................................................................................... 6

1.1 Bevezető a nukleáris energiáról .................................................................................................................................. 6

1.2. A maghasadás szerepe Európa alacsony szén-dioxid politikájában ............................................................ 7

1.3. Előretekintés 2050-re: Gen-IV gyors reaktorok zárt üzemanyagciklussal és a megnövekedett fenntarthatóság elérése [2],[3] ............................................................................................................................................ 7

2. Negyedik generációs rendszerek ismertetése ............................................................................................ 9

2.1. SFR - Sodium Fast Reactor – Nátrium hűtésű Gyors Reaktor ......................................................................... 9

2.2. LFR – Lead Fast Reactor – Ólom hűtésű Gyors Reaktor .................................................................................... 9

2.3. GFR – Gas Fast Reactor – Gázhűtésű Gyors Reaktor........................................................................................ 10

3.Az üzemanyagciklus zárása és transzmutáció ........................................................................................... 12

3.1. Üzemanyagciklusok[2] ................................................................................................................................................ 12

3.2Az üzemanyag tenyésztés [4]. .................................................................................................................................... 12

3.3Transzmutáció[5]. ............................................................................................................................................................ 13

4. Számítási módszerek ismertetése. ................................................................................................................ 14

5. GFR2400 MW referencia reaktor MCNP modellje .................................................................................... 15

5.1. 1. Az üzemanyagpálcák felépítése és adatai: ...................................................................................................... 16

5.1.2. Az üzemanyag kazetták felépítése ...................................................................................................................... 16

5.1.3. A zóna Radiális felépítése ....................................................................................................................................... 17

5.1.4. A zóna axiális felépítése ........................................................................................................................................... 18

5.2. Részletes ismertetése a használt anyagoknak és a hőmérsékleteknek üzemi ..................................... 19

körülmények esetén .............................................................................................................................................................. 19

5.2.1. Az üzemanyag pálcák jellemzői: ........................................................................................................................... 19

3 | O l d a l :

5.2.2. Az üzemanyag kazetták jellemzői: ...................................................................................................................... 19

5.2.3. A zóna axiális méretei: ............................................................................................................................................. 20

5.3. További szerkezeti elemek felépítése .................................................................................................................... 20

5.3.1. Az alsó és a felső gáztér felépítése....................................................................................................................... 20

5.3.2. Axiális reflektor felépítése ...................................................................................................................................... 21

5.3.3. A radiális reflektor felépítése: ............................................................................................................................... 21

5.3.4. Szabályozó mechanizmus felépítése .................................................................................................................. 22

5.3.5. Az abszorber kazetták mozgató mechanizmusa ........................................................................................... 23

5.3.6. A használt anyagok összetétele: ........................................................................................................................... 24

6. Eredmények ismertetése .................................................................................................................................. 25

6.1. Reaktivitás értékek 300K-en:.................................................................................................................................... 25

6.2. Az üzemi körülményeken végzett számítások ................................................................................................... 25

6.2.1. Későneutron hányad közelítése ........................................................................................................................... 26

6.2.2.1. A hűtőközeg elvesztésének a vizsgálata ........................................................................................................ 27

6.2.2.2. Nyomásvesztés további vizsgálata .................................................................................................................. 28

6.2.3.1. Üzemanyag hőmérséklet reaktivitás függésének számítása ................................................................ 28

6.2.3.2. Reaktivitás tényezők számítása:....................................................................................................................... 30

6.2.4. Szabályozó rúd értékesség vizsgálata ................................................................................................................ 30

6.3. Hatáskeresztmetszet könyvtárak összehasonlítása ........................................................................................ 32

6.4. Spektrum és reakciógyakoriságok .......................................................................................................................... 33

7. Összefoglalás és kitekintés. .............................................................................................................................. 35

8. Köszönetnyilvánítás ............................................................................................................................................ 36

Irodalomjegyzék ....................................................................................................................................................... 36

4 | O l d a l :

Fizika BSc :: Szakdolgozat :: Kiírás

Témavezető:

Neve: Szieberth Máté

Tanszéke: NTI

E-mail címe: szieberth@reak.bme.hu

Telefonszáma: 4339

Azonosító: Sz-2011-102 Szakdolgozat címe: Gázhűtésű gyorsreaktor reaktorfizikai vizsgálata az MCNP kóddal Melyik szakiránynak ajánlott?

''Alkalmazott fizika'' ''Fizika''

A jelentkezővel szemben támasztott elvárások:

Reaktorfizikai alapismeretek, az MCNP program használatának alapfokú ismerete, programozási gyakorlat, angol nyelvtudás.

Leírása: A GFR (Gas-cooled Fast Reactor) egyike a fejlesztés alatt álló IV. generációs reaktortípusoknak. A GFR legfontosabb jellemzői a következők: kemény neutronspektrum, magas kilépési hőmérsékletű hűtőközeg, nagy teljesítménysűrűségű kompakt zóna. A gyorsneutron-spektrumnak köszönhetően a GFR képes a fertilis urán hatékony konverziójára, a plutónium kiégetésére és a másodlagos aktinidák transzmutációjára. A referencia tervek egy 850 °C körüli kilépési hőmérsékletű, hélium-hűtésű, direkt gázturbinás ciklussal üzemelő reaktorra vonatkoznak. Szemben a többi IV. generációs reaktorral, a GFR-nek nincs számottevő kísérleti előzménye. Részben ennek is tulajdonítható, hogy a GFR-re vonatkozó európai projekt egy ALLEGRO nevű kísérleti gázhűtéses gyorsreaktor megépítését tűzte ki célul. A 80 MW termikus teljesítményű reaktor 2020 tájékán lépne üzembe (valószínűleg Közép-Európában, nem kizárt, hogy Magyarországon). A diplomamunka célja az GFR 2400 MW-os koncepciójának reaktorfizikai vizsgálata, különféle reaktorfizikai paraméterek (elsősorban reaktivitás-tényezők) számításokkal történő meghatározása. A diplomázó hallgató feladata a reaktor tervezett aktív zónájának megfelelő részletes MCNP számítási modell összeállítása és számítások végzése a zóna tulajdonságainak vizsgálatára. A reaktivitástényezők számítására meg kell vizsgálni az MCNP perturbáció-számítási opcióinak alkalmazhatóságát is. További feladat a részletes modell segítségével olyan referencia számítások elvégzése, amelyek aztán alkalmasak lehetnek egy egyszerűsített, homogenizált modellben felhasználandó közelítések ellenőrzésére.

5 | O l d a l :

ÖNÁLLÓSÁGI NYILATKOZAT

Kijelentem, hogy jelen szakdolgozatot önállóan, nem megengedett segédeszköz nélkül készítettem. Olyan számítások eredményei szerepelnek benne, amelyeket én végeztem. A szakdolgozatban csak a megadott forrásokat használtam fel. Minden olyan részt, melyet szó szerint, vagy azonos értelemben, de átfogalmazva más forrásból vettem, egyértelműen a

forrás megadásával jelöltem.

………………………………….

Nagy Máté

6 | O l d a l :

1. BEVEZETŐ

A szakdolgozat célja az ipari energiatermelésre méretezett gázhűtéses gyorsreaktor vizsgálata, ez a GFR 2400 MW-os koncepció. Az erre irányuló európai projekt által előírt zóna tervet ültettem át MCNP környezetbe, hogy reaktorfizikai vizsgálatot végezhessek rajta, melyek összehasonlítási alapként is felhasználhatóak a párhuzamosan futó homogenizálási számítások ellenőrzésére és információval szolgáljanak a reaktor tulajdonságait illetően. Mivel ennek a típusnak nincsenek kísérleti előzményei, ezért átfogó elemzések és számítások szükségesek, hogy a megvalósítás és a telepítés létrejöhessen. Továbbá a felhasznált irodalom segítségével vázoltam a nukleáris energia jövőbeni fő irányvonalát, a negyedik generációs rendszereket, és azon belül részletesebben foglalkoztam GFR kialakításával. Ez a típus jelentős előrelépést jelenthet a plutónium kiégetésének és a másodlagos aktinidák

transzmutációjának a terén, miközben jelentős mennyiségű hőt és áramot képes szolgáltatni.

1.1 BEVEZETŐ A NUKLEÁRIS ENERGIÁRÓL

A nukleáris energiának kiemelt szerepe van a jövőre nézve, az Európai Unió tervei között van a szén-dioxid kibocsátás drasztikus csökkentése, a fosszilis energiahordozók felváltása környezet-barátabb erőforrásokkal. Több együttes hatás is szerepet játszik abban, hogy ez az energiaforrás nagy jelentőséget kapjon az elkövetkező nemzedékek számára. A Föld népessége és gazdasága állandó ütemű növekedést mutat, ami növekő energia igénnyel jár. Az eddigi energiatermelési metódusokat nem lehet majd tovább folytatni, mivel az energiahordozóink kezdenek kimerülni. Tehát egyre csökkenő készletekkel kellene kielégíteni egy növekvő energiaigényt. A fosszilis tüzelőanyagok nagyban hozzájárulnak a bolygónkat érő környezeti stresszhez amit az ember jelent, ezért fontos, hogy részarányukat minden lehetséges területen csökkentsük. Az üvegházhatású gázok kibocsátásának minimalizálása egy fontos feladat a jövő számára, a globális éghajlatváltozás hatásainak a mérsékléséhez ez elengedhetetlen. Jelenleg, a világon az atomerőművek a megtermelt elektromosságnak a 16%-át adják, míg ez az arány az Európai Unióban 30%. Pontosan az előnyei és megbízhatósága miatt a világ országai egyre nagyobb mértékben döntenek nukleáris programjuk megindítása mellett. Emiatt előnyös, hogy az EU megtartsa és kiterjessze ezen a téren szerzett tudását, technológiai főszerepét. Ez a vezető pozíció a nukleáris energia ipar fellendülésével gazdasági haszonhoz vezet, ennélfogva jó befektetésnek bizonyulhat az ezen a téren megszerzett tudás hasznosítása. A jelenleg legelterjedtebb reaktor technológia a nyomott vizes reaktor (PWR Pressurized Water Reactor), amiről már több ezer évnyi üzemidő adatai állnak rendelkezésre. Azon országoknak, amelyek már rendelkeznek második generációs rendszerekkel, a fő feladatai, hogy az erőműveik elöregedését megfelelően kezeljék és a legjobb teljesítményt, valamint gazdasági fenntarthatóságot érjék el, miközben szem előtt

tartják a megfelelő biztonsági előírásokat.

A három legfontosabb út amit követni kell a nukleáris energia iparnak [2],[3]:

7 | O l d a l :

• fenntartani a jelen technológiák versenyképességét és biztonságosságát • új generációs reaktor technológiák kifejlesztése a fenntarthatóság érdekében, ezek a

negyedik generációs reaktorok, zárt üzemanyagciklus megvalósításával

• az atomenergia új felhasználási területeinek felkutatása, úgy mint ipari léptékű hidrogén termelés, sótalanítás és más nagy hőt igénylő alkalmazások

A most rendelkezésre álló uránkészletek még 100 évig biztosítják azt a mennyiséget, ami az üzemben lévő termikus reaktorokhoz szükséges. A közel és közép távú tervek közt ezért kiemelten fontos helyen szerepel a kiégett üzemanyagok és a radioaktív hulladékok megfelelő kezelése, új és hatékonyabb technológiák kidolgozása az üzemanyag felhasználásnak. A jelenleg fosszilis energiahordozót kívánó alkalmazások felváltása elektromos áramot igénylő technológiákkal az energiaigény növekedését okozza. Ezért szükséges új technológiák kifejlesztése amik hatékonyabban használják fel a rendelkezésre álló üzemanyag mennyiséget, ezek a negyedik generációs gyors reaktorok. Amelyek segítségével potenciálisan 50 vagy 100 szorosan megnövelhető egy adott mennyiségű uránból kinyerhető energia, ami annak köszönhető, hogy felhasználhatóvá válik az 238U izotóp is, miközben a nagy aktivitású (HLW) hulladékok csökkentésére ad lehetőséget, a másodlagos aktinidák transzmutációján keresztül. Így potenciálisan az elkövetkezendő ezer évre elegendőek lennének az uránkészleteink [2].

1.2. A MAGHASADÁS SZEREPE EURÓPA ALACSONY SZÉN-DIOXID POLITIKÁJÁBAN

Az Európai Unió hosszútávú tervei között szerepel, hogy 2020-ra 20%-al csökkentse az üvegházhatású gázok kibocsátását (1990-hez képest), továbbá 20%-ra növelje a megújuló energiaforrások részesedését az energia mixben és az energiafelhasználás 20%-os csökkentése jobb energia takarékosságon és menedzsmenten keresztül. Az első feladatnak a megvalósításában szánnak nagy szerepet a fejlett nukleáris technológiáknak, ugyanis ebben rejlik olyan kapacitás, amely képes hosszú távon felváltani a fosszilis alapú energiatermelést, olyan módon, hogy a szén-dioxid kibocsátásokat minden más technológiánál alacsonyabban tartja. Mindenképpen áttörések szükségesek a nukleáris technológiák területén, hogy megszerezze a szükséges gazdasági vonzerőt a többi alternatív elektromosságot termelő technológiával szemben. Elemzések szerint 2030-ra a nem fosszilis alapú villamos energia

termelés több mint felét fogja szolgáltatni a nukleáris ipar [1].

1.3. ELŐRETEKINTÉS 2050-RE: GEN-IV GYORS REAKTOROK ZÁRT ÜZEMANYAGCIKLUSSAL ÉS A MEGNÖVEKEDETT FENNTARTHATÓSÁG ELÉRÉSE [2],[3]

Párhuzamosan a világ több pontján is folytak kutatások az úgynevezett nátrium hűtésű gyors reaktorokkal kapcsolatban, amelyek 1960-as évektől 1998-ig tartottak. Az Amerikai Egyesült Államok, Oroszország, Japán és Európa jár élen ezen kutatásokban, ezen időszak alatt, hét

8 | O l d a l :

kísérleti és demonstrációs reaktor épült, Németországban, az Egyesült Királyságban és Franciaországban. Ezen országokban jelentős mennyiségű tudás és tapasztalat halmozódott fel az ilyen jellegű reaktorokkal kapcsolatban. A kutatások leállítása teljesen politikai természetű volt és nem a technológiai megvalósíthatóságban merültek fel problémák. Ezt bizonyítja, hogy Oroszországban, Japánban, Indiában és Kínában is irányulnak programok

ilyen rendszerek építésére.

Európa energia igényeinek a jövőbeni ellátására három reaktortípust jelöltek ki célul, amik elérik a megfelelő szinteket az olyan területeken mint: ellátásbiztonság, fenntarthatóság, gazdasági versenyképesség és megbízhatóság. A fő irányvonalat a nátriumhűtésű gyors reaktor, SFR-Sodium Fast Reaktor, képviseli, a megfelelő kísérleti tapasztalatok fényében.

Emellett két alternatív típust is vizsgálnak.

• LFR – Lead Fast Reaktor – Ólom hűtésű gyors reaktor • GFR – Gas Fast Reaktor – Gázhűtésű gyors reaktor

Kutatási és fejlesztési témák mind a három típushoz kapcsolódóan:

• Az felépítés egyszerűsítése. • Innovatív hőcserélő és energia átalakító rendszerek kidolgozása. • Megfelelő műszerezettség és üzem alatti vizsgálatok elvégzésére képes alkalmazások

kidolgozása.

• Particionálás, transzmutáció. • Megnövelt biztonság. • Újfajta üzemanyagok, másodlagos aktinida (MA) tartalmú üzemanyagok, és

hatékonyabb reaktor zónák.

A megvalósíthatóság főbb kritériumait teljesíteni kell, hogy bebizonyosodjék, amit elvárnak ettől a technológiától, az megvalósítható és a gyakorlatba átültethető. Tehát nagy mennyiségű

kutatás és fejlesztés projekt szükséges, hogy felderítsék a fent felsoroltakat.

Az üzembe helyezések idejére meg kell küzdeni azzal a kihívással, hogy ugyanolyan biztonságosnak tekinthetőek legyenek mint a többi nukleáris rendszer. A harmadik generációs reaktorokhoz hasonlóan jó paraméterek elérése, vagyis nagy üzemkészség,jó biztonság, megbízhatóság, és hasonló költség a cél. Ezen reaktorokban uralkodó körülményeket elviselő anyagok és a kapcsolódó technológiák kifejlesztése a siker szempontjából nagy jelentőségű. A megnövelt teljesítmény magasabb hőmérsékletet kíván, így nagy mennyiségű új, jobb hőtűrő tulajdonságokkal rendelkező anyag szükséges a megvalósításhoz. Mind a strukturális anyagok mind az üzemanyagok terén. Az új hűtőközegekkel való kompatibilitás pedig új feltételeket és kritériumokat támaszt, a magas hőmérsékletű folyékony nátriummal és a jóval agresszívebb ólommal szemben kémiailag is ellenállóbbnak kell lenniük. El kell viselniük továbbá a magas gyors neutron fluxusokat is, ami egy ilyen reaktor legfőbb jellemezője, ez megfelelő sugárállóságot és a sugárzás hatására bekövetkező különböző elváltozásokkal szembeni rezisztenciát jelent. Ilyen hatások

9 | O l d a l :

a duzzadás, swelling, töredezés és különféle rácshibák létrejötte a reaktor bármely

szerkezeti elemében.

Cél, hogy mire az uránkészletek csökkenésével már veszélybe kerül a nyomott vizes reaktorok üzemanyagellátása, bizonyítottan rendelkezésre álljon egy olyan technológia ami teljesíti a fenntarthatóság kritériumait és megállja a helyét Európa alacsony szén-dioxid politikájában. Fontos kiemelni még 4.generációs reaktorok innovativitását, biztonságosságát, termelt energia nagy mennyiségét és olcsóságát, a zárt üzemanyagciklust ami a fenntarthatóságukat

biztosítja, a magas hőmérsékletek más ipari felhasználását, a magas hatásfokot.

2. NEGYEDIK GENERÁCIÓS RENDSZEREK ISMERTETÉSE

2.1. SFR - SODIUM FAST REACTOR – NÁTRIUM HŰTÉSŰ GYORS REAKTOR

Mint elsődleges reaktor koncepció, a jövőben erre a fajtára helyezik a nagyobb hangsúlyt, a nagy mennyiségű felgyülemlett információ és tapasztalat miatt. A zóna hőcserélő közege folyékony nátrium, ami speciális követelményeket támaszt a felépítés szempontjából. Két nagyobb reaktor kialakítás van kidolgozás és vizsgálat alatt a medence, pool, és a hurok, loop, típusú. Az elsődleges keringető rendszer elvesztése esetén a zóna természetes, hőmérséklet különbség hajtotta cirkulációval tudna hűlni, ami egy esetleges baleset vagy üzemzavar esetén fontos szempont. Ugyanakkor megfelelően kell gondoskodni a nátrium szivárgás monitorozásáról az egész reaktorban, megelőzendő a nátrium tüzeket és vízzel való érintkezést is, mivel rendkívül reakcióképes anyagról van szó. Hátránya, hogy üzemi állapotban megoldatlan a zóna megfelelő optikai megfigyelése, mivel a nátrium átlátszatlan. Reaktorfizikai szempontból problémásnak tekintett ez a fajta elrendezés, mivel a hűtőközeg nélküli reaktor nagyobb reaktivitással rendelkezik, ez a core voiding effect, vagyis a hűtőközeg elvesztése esetén fennáll a valószínűsége egy esetleges megszaladásnak. Erre utalóan folynak a kutatások és találhatók már, olyan tanulmányok, amik ezt az effektust

megfelelően szintre mérséklik.

2.2. LFR – LEAD FAST REACTOR – ÓLOM HŰTÉSŰ GYORS REAKTOR

Mint alternatív koncepció jelenik meg a tanulmányokban, még az EU-ban élőben nem tesztelt, de ígéretesnek tűnő reaktor típus. A hűtőközeg itt is folyékony fém, a megvalósíthatóságot alátámasztja, hogy Oroszországnak több mint 80 üzemévnyi tapasztalata van ólom-bizmut hűtésű reaktorral, habár ezek a reaktorok szigorúan katonai célra voltak építve és nem voltak csatlakoztatva az energiahálózathoz. A kutatás és fejlesztés itt is a hűtőközeg kémiai és fizikai tulajdonságainak a kezeléséhez kapcsolódik, mivel a folyékony ólom rendkívül korrozív ezért, olyan új anyagokat kell találni amik ellenállóak. Az olvadáspontja az ólomnak 327 fok, ami azt jelenti, hogy a zónát állandóan magas hőmérsékleten kell tartani az üzemanyagcsere alatt is, továbbá az ólomnak összemérhető a sűrűsége a fűtőanyagéval ami számos új effektust eredményez, hasznos mert egy esetleges zóna olvadás esetén kicsi az esélye a reaktor újra kritikussá válásának. A reaktorban lévő nagy mennyiségű ólomnak viszont már nem

10 | O l d a l :

elhanyagolható a súlya és ennélfogva a hidrosztatikai nyomása, a lökéshullámok terjedésének a vizsgálata egy fontos feladat, mivel bármilyen esemény hullámokat indíthat el a hűtőközegben, ami pontosan az ólom nagy sűrűsége miatt veszélyt jelenthet. Ilyen esemény lehet külső jellegű, például földmozgás, vagy belső jellegű, gőzfejlesztő törés, a külső terhelések elkerülése végett a reaktor épületet ezért szeizmikus védelemmel kell ellátni. Továbbá a folyékony ólom keringetésének technológiai megoldása is komoly mérnöki feladatokat eredményez. Előnye viszont a nagy hővezető képessége, olcsó és nem reagál a levegővel vagy a vízzel, nehezen aktiválódik tovább és nagy a gamma sugárzás szigetelőképessége.

2.3. GFR – GAS FAST REACTOR – GÁZHŰTÉSŰ GYORS REAKTOR

A másik alternatív elképzelés a folyékony nátrium hűtésű rendszerre, inert hélium gázt használ hűtőközegként, ami nem aktiválódik fel és nem okoz semmilyen kémiai terhelést a reaktorban. Ez tenné lehetővé az egykörös elrendezést, vagyis, hogy a hűtőközeg egyből a turbinákra áramoljon, így elkerülhető a hőátadás során bekövetkező veszteség. A magas hőmérsékletek eléréséhez a gáz használata előnyös, mivel nem történik semmilyen fázisátalakulás működés közben. Ennek a koncepciónak a legnagyobb jellemzője még a nagy teljesítménysűrűség, 100MWth/m3 [7], ami lehetővé teszi más ipari alkalmazásához való illesztést is, amelyekhez általában nagy mennyiségű és folytonos villamos és hő energia, valamint hidrogén ellátás kell. Úgy mint, olaj finomítás, műtrágya gyártás vagy szintetikus szénhidrogén tartalmú üzemanyagok előállítása szénből vagy biomasszából [2].Ugyanakkor ma még nem léteznek olyan anyagok, amelyek ezt a magas hőmérsékletet elviselnék tartósan, a megvalósíthatóság tehát nagyban függ az anyagtudomány fejleményeitől. Ilyen magas hőmérsékleten az eddigi ötvözetek nem jöhetnek szóba, ezért a jelenlegi tervek karbid és nitrid kerámiák használatát irányozzák elő, mind a zóna strukturális anyagainak mind az üzemanyag, mind a burkolatok terén. Az előnye a többi reaktor koncepcióval szemben, hogy a reaktivitás nem növekszik szignifikánsan hűtőközeg vesztés esetén, alacsony core voiding effect, a hélium átlátszó, tehát üzem közbeni megfigyeléseket és javításokat tesz lehetővé. A zóna alacsony hőtehetetlensége miatt hamar felhevülhet, ennélfogva speciális biztonsági szemléletmódot követel ez a típus, ezért vizsgálni kell az esetlegesen fellépő üzemi

tranziensek hatásait, mind a reaktivitás mind a termohidraulika szempontjából.

A termikus reaktorokban az Urán 235-ös izotópja az alacsony energiájú neutronok hatására hasad és ezen alapul a láncreakció, a hasadásban keletkező neutronokat le kell lassítani erre a termikus tartományra, erre a célra szolgál a moderátor, amire általában vizet vagy nehézvizet használnak, esetleg grafitot. A hélium hűtésnek is van moderáló hatása, ez azonban itt csökkenti a sokszorozást, mivel termikus neutronok által kiváltott hasadásban kevesebb neutron kelektkezik, ebből adódik a hűtőközegvesztésnél észlelt pozitív reaktivitás változás. A moderálás az ütközések közben létrejövő energiavesztésen alapul, ez az energiaátadás annál hatékonyabb minél közelebb van a beérkező részecske és a moderátor mag, tömege, így

a hélium jó móderátor, de nagyon alacsony sűrűsége miatt hatása mégis nagyon kicsi.

11 | O l d a l :

A reaktor kicsi hőkapacitása miatt egy esetleges vészleállást követően a remanens hő eltávolítása létfontosságú feladat. Egy esetleges primer köri törés esetére a rendszert a tervek szerint ellátják egy nagyobb, nyomás álló, külső, gömb alakú tartállyal [8]. A hélium mennyiségének a csökkenése természetesen a nyomás csökkenéséhez vezet, így ennek a célja, hogy primer köri hűtőközeg vesztés esetén ne az összes gáz távozzon el, hanem maradjon annyi a zónában, amennyi elég a természetes konvekcióval való hűléshez, illetve ami hatékonnyá teszi a hűtő ventilátorok működését. Ez a nyomás a tervek szerint tíz barnak felel meg. Az ún. DHR – Decay Heat Removal – rendszerek végzik a zóna hűtését nyomásvesztés esetén, amiből a tervek szerint legalább három különböző rendszer áll majd rendelkezésre[9]. Egy üzemi tranziens során a meghibásodási hőmérsékleti határ 1600 ˚C, amelyet nem nem szabad átlépni. Ezen a téren sok különböző elképzelés látott napvilágot, ezek közül az egyik, amikor a héliumot egy primer körben áramoltatják az ehhez csatolt szekunder kör pedig egy passzív, vízzel töltött rendszer, a keringetést ventilátorral oldják meg, azonban a természetes konvekcióval való hűlés is elegendő a számítások szerint [10]. Ezen rendszerek fontossága kiemelendő, mivel a bomlási hő elvezetése egy fontos feladat, a zónaolvadás lehetőségének

a minimálisra való csökkentése végett, egy üzemi tranziens esetére.

A SiC kompozit védőburkolat és strukturális anyag, jó hőállóságot biztosít és a neutronok szempontjából átlátszó, mechanikailag viszont nagyon kemény és rugalmatlan ezért az üzemanyagpasztilla-burkolat érintkezést el kell kerülni. Ez az összeérés az üzemanyag és a burkolat között lévő hélium rés elzáródását jelenti, ez a hatás tehát kijelöli az élettartamát a reaktornak, mivel a burkolat nem bírná ki a mechanikai feszültségek létrejöttét. Ebben a folyamatban az üzemanyag gázos duzzadása, a swelling, játszik fő szerepet, a hőtágulás itt elhanyagolható mértékű. Mivel a hasadási termékek között gázok is vannak, ezért a kampány folyamán ezek felhalmozódhatnak a fűtőanyagban, azok kitágulását, duzzadását eredményezve. Ezért az itt használt keramikus anyagokat porózusra csinálják, ami segít ezt az effektust mérsékelni. A nem oxid alapú keramikus üzemanyagok használatának előnyei, hogy magas az olvadáspontjuk, a duzzadás mértéke jóval kisebb, a sugárállóság jóval nagyobb mint az oxidoknál. Továbbá, hogy hiányoznak az alacsony hőmérsékleti fázisátalakulások, kompatibilis a burkolat anyagával, korrózió álló és kémiailag közömbös, valamint a hővezetési tényezője 8-10-szer nagyobb, mint az oxid üzemanyagoké. A wolframmal és réniummal még magas hőmérsékleten se lép rakcióba, így ezek adják a belső borítás anyagát. Azonban az urán-karbid üzemanyag vízzel érintkezve már szobahőmérsékleten is reagál, így a vízzel való

érintkezést el kell kerülni [11].

A hatféle negyedik generációs rendszer közül a GFR koncepcióval a GoFastR projekt keretein belül zajlanak a kutatás és fejlesztési munkák. A 2400MW-os típust kifejlesztése is ezen belül történik, a projekt célja, hogy a részt vevő országok szakemberei mindenütt ugyanazokkal az adatokkal tudjanak dolgozni. Ide tartozik a zóna, a kazetták, a pálcák felépítése, valamint az ezeket alkotó anyagok és azok tervezett hőmérsékletei, a vizsgált biztonsági elemzések és a hőcserélő rendszer felépítése. Folyik még egy kisebb méretű kísérleti reaktor megtervezése is, ez az ALLEGRO, amivel majd a szükséges tesztek elvégezhetők lesznek, amik

nélkülözhetetlenek egy ipari méretű reaktor megépítéséhez.

12 | O l d a l :

3.AZ ÜZEMANYAGCIKLUS ZÁRÁSA ÉS TRANSZMUTÁCIÓ

3.1. ÜZEMANYAGCIKLUSOK[2]

Két nagyobb csoportra bontható, a zárt és nyitott üzemanyagciklusra. A fő különbség az erőművekben történt felhasználás után történik. A nyitott ciklus végén a kiégett fűtőanyagot a többi termelődött nukleáris hulladékkal együtt véglegesen elhelyezik az ebbe kialakított tárolókba, megfelelő pihentetés, kezelés és kondicionálás után. Míg a zárt ciklus végén az üzemanyagot reprocesszálják, ami azt jelenti, hogy kivonják belőle a még felhasználható hasadóanyagot és újra felhasználják atom erőművekben.

A földön két olyan elem található aminek van hasadóképes izotópja vagy más módon

felhasználható a nukleáris energiatermelésben.

• Uránium, aminek két izotópja található meg a természetben: egy hasadóképes az 235U ami a természetes izotóp összetételben 0.71%-ot képvisel, és egy fertilis 238U ami a maradék 99.29%-ot adja.

• Tórium, aminek a természetben egy izotópja található meg, ez a 232Th, amiből neutron besugárzás hatására 233U keletkezik, ami hasadóképes. Technikailag lehetséges egy tóriumra alapozott üzemanyagciklus is, 235U vagy Plutónium felhasználásával, de

napjainkban Európában nem ez a meghatározó irány.

A véges erőforrások hatékony felhasználásának érdekében tehát fejleszteni kell a nyersanyag felhasználás hatékonyságát. A kutatás és fejlesztés fő célpontjai tehát az erőforrások optimális kihasználása, vagyis, hogy egy adott mennyiségű hasadóanyagból minél nagyobb energiamennyiséget tudjunk előállítani. Továbbá a nukleáris hulladékok mennyiségének és élettartalmának csökkentése, mivel a nukleáris energiaipar egyik legsürgetőbb,

megoldandó kérdései közé tartozik a hulladékok elhelyezése és kezelése.

3.2AZ ÜZEMANYAG TENYÉSZTÉS [4].

A nukleáris reaktorok képesek átalakítani a betöltött friss üzemanyag nem hasadóképes részét, felhasználható tulajdonságú anyagokká. Erre jó példa, hogy neutron befogással az 238U izotópja átalakítható 239Pu izotóppá ami már hasadóképes. Az üzemanyag konverzió tehát egy hatékony módja lehet annak, hogy a rendelkezésre álló urán készleteket jobban hasznosítani tudjuk. A konverziós tényező, a reaktorban keletkezett hasadóképes anyag mennyiségének és az eközben elfogyott hasadó anyag hányadosát nevezzük és C-vel jelöljük.

� � ����������� ��ó�� �ö������������� 235� �ö����

13 | O l d a l :

Ez a mennyiség a teljes üzemidőre jellemző, és a pontos értéke csak a kirakott üzemanyag reprocesszálásval határozható meg, vagyis kémiai úton kivonjuk belőle az uránt és a plutóniumot majd ezek mennyiségét meghatározzuk. Az értéke jelentősen függ a reaktor típusától, ami jelenthet eltérő neutronspektrumokat, eltérő kezdeti dúsításokat és ennek

megfelelően eltérő kiégéseket a kampány végére.

Könnyűvizes reaktorokban a konverzió 0.6 körül van, grafitos reaktorokban 0.8 vagy még ennél is nagyobb, a nehéz vízzel moderált reaktorokban pedig akár egy fölé is mehet ez az érték. A gyors reaktorokban a konverziónak jóval kedvezőbb feltételei vannak így ezeknél a C értéke jóval meghaladhatja az egyet, ilyen esetben üzemanyag-szaporításról beszélünk. Ez azt jelenti, hogy a reaktor több üzemanyagot termel, mint amennyit elfogyaszt, tehát ez döntő jelentőségű a jövőbeni hatékony üzemanyag felhasználás szempontjából. Eltekintve a nehézvizes reaktoroktól, a szaporító reaktorok kategóriájába a gyors rendszerek tartoznak,

a konverterhez pedig a termikus reaktorok.

3.3TRANSZMUTÁCIÓ[5].

Fontos még megemlíteni, hogy a nukleáris hulladékok elhelyezésének szempontjából jelentős előrelépést hozhatnak a gyors reaktorok. A radioaktív hulladékokat három nagy csoportba sorolhatjuk a felületi gamma dózis teljesítmény szerint, ami a már zárt hulladékcsomag felületére vonatkozik

• Kis aktivitású.: 1≤ dD/dt ≤ 300 μSv/h • Közepes aktivitású.: 0,3 ≤ dD/dt ≤ 10 mSv/h • Nagy aktivitású.: dD/dt > 10 mSv/h

A reaktorban mindhárom fajtából termelődik bizonyos mennyiségű, a szerkezeti elemek felaktiválódhatnak ezek általában közepes vagy kis aktivitású hulladékok. A nagy aktivitású hulladékok közé sorolható a kiégett fűtőelem is, mivel abban nagyon sok hasadási termék halmozódik fel, amelyek neutronfelesleggel rendelkeznek, ezért nagyon radioaktívak, általában β bomlóak. Jelen vannak továbbá a már említett másodlagos aktinidák, amelyek üzem közben neutron befogással keletkeznek. Ezek a hulladékok minden reaktorban megtalálhatóak, a fő célpont a nagy aktivitású hulladék mennyiségének és élettartamának csökkentése, az 1.ábrán látható [17], hogy a radiotoxicitás rendkívül hosszú távon fennmarad a kiégett üzemanyagban. A kiégett üzemanyagot jelenleg erőművi telephelyeken tárolják, és ennek a felhalmozódása folyamatosan növekszik az idő előrehaladtával, tehát hosszú távú megoldás szükséges az egyre nagyobb mennyiségű hulladék kezelésére. A jövő generációinak veszélyforrást jelentenek a hosszú élettartamú, nagy aktivitású és radiotoxicitású hulladékok. A hasadási termékek csak termikus neutronokkal alakíthatóak át és közülük is csak kevés jó hatásfokkal, ilyen a 99Tc és 129I és igen nagy fluxus mellett. A másodlagos aktinidák Np,Am,Cm viszont gyors neutronokkal kiváltható hasadásra képesek, ami küszöbenergiás reakció, zavaró reakciók itt is fellépnek tehát a σf/σc aránya szabja meg az átalakítás, transzmutáció hatásfokát. Az előzetes tanulmányok azt mutatják [6], hogy a 237Np jó

14 | O l d a l :

hatásfokkal transzmutálható, mivel belőle két neutron befogásával hasadósképes 239Pu keletkezik, az 241Am szintén neutronbefogással Am-242m keletkezik ami nagyon hasadóképes. Így az MA-k üzemanyagba való keverésének érdekes hatásai lehetnek, a ciklus kezdetén még neutron méregként viselkednek, a reaktivitást csökkentik, viszont a besugárzás hatására hasadóanyaggá alakulnak így a reaktivitás esést ellensúlyozzák, tehát adott esetben a kampány meghosszabbítását teszik lehetővé. Így az MA-k mennyisége jelentősen csökkenthető és ezen elemek hosszú felezési idejű izotópjai, rövidebb élettartamúakká alakíthatóak át, amelyek tárolásának idejét így három, négy nagyságrenddel lehet csökkenteni, a tárolás könnyebbé és tervezhetőbbé válik és a társadalmi elfogadottságot

is előremozdítja [16].

1. ábra - A relatív radiotoxicitás időbeli változása VVER-440 rektorból származó kiégett

üzemanyag komponenseire [17]

4. SZÁMÍTÁSI MÓDSZEREK ISMERTETÉSE

A vizsgált rendszer a GFR 2400 MW teljesítményű reaktor zónája, a modell elkészítéséhez az MCNP kódrendszert használtam. Ez a program nagy pontosságú számításokat tesz lehetővé, amelyek referenciául szolgálhatnak más alkalmazások optimalizilásánál is, ilyenek a kiégés számítások és a tranziensek időbeli lefutásának vizsgálatai. Ezekhez egyszerűsített modellekre van szükség , amelyek alapjául szolgálhat egy teljes részletességében felépített geometria és az ezen végrehajtott MCNP számítások. A megfelelő pontosság elérése viszont igen nagy számítási teljesítményt igényel és emellett nem alkalmas időbeli lefutások szimulálására, ezért a számított mennyiségek, az effektív sokszorozási tényező és a fluxus, meghatározása stacionárius állapotban történt.

15 | O l d a l :

Az MCNPX egy általános Monte Carlo módszerekre épülő program, ami sugárzás és anyag kölcsönhatásának a modellezésére szolgál. Az MCNPX feloldása: Monte Carlo N–Particle eXtended. A kód tetszőleges három dimenziós geometriai elrendezések megépítését teszi lehetővé, tetszőleges anyagok felhasználásával, amelyeket általában első és másodrendű felületek határolnak. A lejátszódó reakciókhoz szükséges adatokat hatáskeresztmetszet könyvtárakból olvassa be, az MCNP folytonosan kezeli az energia változót és időfüggő számításokat tesz lehetővé. Használható szinte minden fajta elemi részecske transzportjának a számítására, valamint kritikussági számítások elvégzésére is. A Monte Carlo módszerek nagyban különböznek a determinisztikus transzport módszerektől, nem oldanak meg explicit egyenleteket, hanem egyedi részecskék szimulálásával, azok viselkedésével kapcsolatos információk rögzítésével kapnak megoldást a keresett problémára. Röviden a Monte Carlo kód különböző kölcsönhatásokat szimulál egy anyag atomjai és a kívánt részecskék között. Ezek alapján a fizikai rendszerben lévő részecskék átlagos viselkedésére tudunk következtetni a modellezett rendszerben lévő virtuális megfelelőik átlagos viselkedéséből.

Az effektív sokszorozási tényező meghatározásához a KCODE kritikusság számító kártyát használtam. Ez egyes ciklusok mentén számítja ki és pontosítja a végső keff értéket, a futás hosszát és pontosságát ezen kártya paramétereivel tudtam állítani. Ebből az első négyet használtam, vagyis, hogy mennyi neutront indítson ciklusonként, utána az a keff érték, amiről a számítás elején indul ,vagyis egy kezdeti érték becslés, majd pedig az inaktív és az aktív ciklusok számát. Az inaktív ciklusokban nem történik tényleges adatrögzítés semmilyen formában, a program ilyenkor a kritikussági források térbeli eloszlását számítja ki, melynek lényege, hogy ciklusról-ciklusra változik, míg kialakul egy állandó eloszlás a geometrián belül, ami az adott problémára jellemző. A keff számítás az egy generáció alatt keletkezett hasadási neutronok átlagos számának a kiszámításából áll, amelyet az elindított neutronok számával normál a program. A generáció a hasadásban keletkező neutron életét jelenti amely befogással, kiszökéssel, vagy újabb hasadáshoz vezető abszorpcióval végződik, az MCNP-ben a megfelelője egy generációnak egy keff ciklus.

Az effektív sokszorozási tényező tehát az alábbiak szerint definiálható:

���� � ������ ������ � 1������ ������

5. GFR2400 MW REFERENCIA REAKTOR MCNP MODELLJE

A reaktor 2400 MWth-os, tehát 2400MW névleges hőteljesítményű, az alábbiakban ismertetem a részletes felépítést a használt anyagokat és hőmérsékleteket amelyeket a modell felépítésekor használtam.

16 | O l d a l :

5.1. 1. AZ ÜZEMANYAGPÁLCÁK FELÉPÍTÉSE ÉS ADATAI:

Az előző elképzelésekhez képest, ami lemezes elrendezést jelentette, most a pálcákra épülő elrendezést vizsgáltunk, tehát az üzemanyag a kazettákon belül nem lemezek formájában,

hanem pálcákban foglal helyet, melyeknek a felépítése hengeres alakú.

1. táblázat - Az üzemanyagpálcák jellemzői szobahőmérsékleten ( 20 ˚C)

üzemanyag pálca átmérő (UPu)C (mm) 6.71

rés átmérő He10bar (mm) 7

belső réteg átmérő W14Re (mm) 7.08

belső réteg átmérő Re (mm) 7.1

burkolat átmérő SiC (mm) 9.1

külső borítás átmérő SiC (mm) 9.16

2. ábra - az üzemanyagpálca MCNP-vel kirajzolva

5.1.2. AZ ÜZEMANYAG KAZETTÁK FELÉPÍTÉSE

2. táblázat - Az üzemanyagkazetták jellemzői szobahőmérsékleten ( 20 ˚C)

Kazetta cm Külső laptáv 17.566 Belső laptáv 17.092 He rés laptáv 17.829 Pálca rácsállandó 2.314 Pálcák száma(db) 217

17 | O l d a l :

3. ábra - az üzemanyag kazetta MCNP-vel kirajzolva

A kazettákban található pálcák elhelyezést tekintve 8 gyűrűből állnak egy hatszöges rácsban, a kazetta fala 0.2 cm vastag SiC-ból áll, a kazettákat 0.3 cm vastag He rés választja el egymástól, itt a hélium nyomása 70 bar, a pálcák belsejében pedig 10 bar, üzemi körülmények között.

A kazetták rácsállandója 35.903 cm.

5.1.3. A ZÓNA RADIÁLIS FELÉPÍTÉSE

A zóna 60 fokos szimmetriával rendelkezik, hatszöges rácsban vannak elhelyezve a kazetták 35.903 cm rácsállandóval, , üzemanyag plutóniumtartalma szerint külső és belső tartományra tagolható. A belső zóna, 264 kazettából, a középponthoz képest nyolc gyűrűből áll és a PuC tartalma 14.12V/V%, a külső zóna négy gyűrűből, 252 kazettából, áll a PuC tartalma 17.65 V/V%. Ezt veszi körül a 6 gyűrűből álló axiális reflektor, ez 480 tagból áll, anyagát tekintve Zr3Si2, cirkónium-szilicid. A szabályozó rúd rendszer két részből áll, egy 13 elemet tartalmazó részből, Diverse Shutdown Devices (DSD), és egy 18 elemet tartalmazó részből, Control and Shutdown Devices (CSD), felépítésüket és összetételüket tekintve teljesen azonosak, a neutron abszorber anyag amit tartalmaznak B4C, bór karbid. A szabályozó rudakat követő rész, a rod follower, titánium stabilizált acél, 15-15Ti, itt AIM1 néven szerepel. A strukturális anyagok mindenütt SiC, szilicium-karbidból állnak, amelyet itt könnyítetten, vagyis kisebb sűrűséggel

használunk, 2.6 g/cm3, mint a megszokott, ami 3.2 g/cm3.

18 | O l d a l :

4. ábra - a reaktor axiális felépítése

Az egyes színek jelentéseik szerint:

• sárga kazetták - belső üzemanyag • narancs sárga kazetták - külső üzemanyag • szürke és fekete kazetták – CSD – DSD • kék kazetták – radiális reflektor

5.1.4. A ZÓNA AXIÁLIS FELÉPÍTÉSE

A zóna axiális felépítés szerint öt részre osztható, alsó és felső reflektorra és gáztérre,

valamint egy aktív részre amely a zóna közepén helyezkedik el.

3. táblázat - A zóna axiális felépítése

Magasságok cm Alsó reflektor 100 Alsó gáztér 50 Aktív zóna 165 Felső gáztér 85 Felső reflektor 100

19 | O l d a l :

5.2. RÉSZLETES ISMERTETÉSE A HASZNÁLT ANYAGOKNAK ÉS A HŐMÉRSÉKLETEKNEK ÜZEMI

KÖRÜLMÉNYEK ESETÉN Először is, táblázatos összefoglalása következik s felépítésben eddig taglalt méretek

hőtágulással megnövelt értékeinek, valamint a kitöltő anyagoknak és ezek hőmérsékleteinek.

5.2.1. AZ ÜZEMANYAG PÁLCÁK JELLEMZŐI:

4. táblázat - Az üzemanyag pálcák modellben használt jellemzői

Pálca sugár (cm) Anyag Temp (K) Üzemanyag külső sugár 0.3394 (UPu)C 1263.15 Gap külső sugár 0.351 He 10 bar 1088.15 W/Re külső sugár 0.355 W/Re 913.15 Re külső sugár 0.356 Re 913.15 Burkolat külső sugár 0.4563 SiC 913.15 Külső borítás sugara 0.4593 SiC 913.15

5. táblázat - Az üzemanyag összetétele

Belső üzemanyag V/V% UC 85.88% PuC 14.12%

külső üzemanyag UC 82.35% PuC 17.65%

5.2.2. AZ ÜZEMANYAG KAZETTÁK JELLEMZŐI:

A hélium bemenő hőmérséklete a tervek szerint 400˚C és a kijövő átlag hőmérséklet 880˚C. A különböző hőmérsékleteken használni kívánt hélium sűrűségeket az ideális gáztörvény megfelelő alakjából könnyedén megkaphatjuk, a héliumra mint nemesgázra jól használható ez

a közelítés.

A használt képlet:

� · "#�$ · % Ahol MHe a hélium moláris tömege, T a hőmérséklet, P a nyomás, R pedig az egyetemes gázállandó, ezt a képletet még egyeztetni kell mértékegység szerint, hogy a kívánt eredményt kapjuk meg.

20 | O l d a l :

6. táblázat Az üzemanyag kazetták modellben használt jellemzői

Kazetta cm Anyag Temp (K) Külső laptáv 17.6176 913.15 Belső laptáv 17.1422 SiC 913.15 He rés laptáv 17.829 He 70 bar 913.15 Pálca rácsállandó 2.3208 Kazetta rácsállandó 35.903

5.2.3. A ZÓNA AXIÁLIS MÉRETEI:

7. táblázat - A zóna hőtágulással megnövelt axiális méretei

Magasságok cm Alsó reflektor 101.1630 Alsó gáztér 50.5815 Aktív zóna 166.9190 Felső gáztér 85.9886 Felső reflektor 101.1630

5.3. TOVÁBBI SZERKEZETI ELEMEK FELÉPÍTÉSE

Azon elemek ismertetése következik, amelyekről eddig nem volt szó részletesen, úgy mint

a gázterek és a reflektor szerelvények valamint a szabályozó mechanizmus elemei.

5.3.1. AZ ALSÓ ÉS A FELSŐ GÁZTÉR FELÉPÍTÉSE

Itt nem volt megadva konkrét felépítés a referencia anyagban, a [12] dokumentumban viszont említést tesznek a teljes rendszer pálcás felépítéséről, ezért ennek megfelelően jártunk el. Az aktív zónán túl a gáztérben a pálcák folytatódnak, üzemanyag helyett viszont 10 bar nyomású héliumot tartalmaznak. Ezzel konkretizáltuk az elképzelést, úgy, hogy az eredetileg megadott arányok fennmaradtak. A gáztér feladata, hogy a nyomások eloszlását segítse a reaktorban, tehát megakadályozza a nagy nyomás inhomogenitások létrejöttét.

8. táblázat - A referencia anyagban [13] adott anyag arányok

Anyag V/V % SiC 25.90%

W/Re 0.70% Re 0.18%

He(10 bar) 30.33% He(70 bar) 42.89%

21 | O l d a l :

5.3.2. AXIÁLIS REFLEKTOR FELÉPÍTÉSE

Az alsó és a felső reflektorréteget, szintén ugyanabból a meggondolásból indulva építettük fel, mint amit a gáztér esetében használtunk. Az üzemanyag pálcákat reflektor anyagból készült hengerekkel folytattuk, itt is az adott térfogat arányokból indultunk ki, azoknak megfelelően választottuk meg a sugarát a reflektor pálcáknak. A kazettákon belül természetesen itt is 217 db pálca helyezkedik el, tehát a felépítés konzisztens marad, ugyanakkor itt nem volt megadva

kazettaburkolat anyag, tehát ennek a konkrét felépítése még nem fejlődött ki.

9. táblázat – Az axiális reflektor anyagainak térfogatarányai

Anyag V/V % Zr3Si2 60.00%

He(70 bar) 40.00%

10. táblázat - A felépítés és az anyagok hőmérsékletei

Axiális reflektor (cm) Anyag Temp (K) Pálca külső sugár 0.49561 Zr3Si2 913.15 Tér többi része He 70 bar 913.15

5.3.3. A RADIÁLIS REFLEKTOR FELÉPÍTÉSE:

A zóna szélén található reflektornak nincs kazetta fala, a hatszöges rácsba rudak vannak beültetve, a fennmaradó helyet pedig hélium tölti ki. A radiális reflektor a zóna teljes

magasságában végig húzódik.

11. táblázat - A radiális reflektor anyagainak térfogatarányai

Anyag V/V % Zr3Si2 80.00%

He(70 bar) 20.00%

12. táblázat - A radiális reflektor felépítése és az anyagok hőmérsékletei

Radiális reflektor dimenzió(cm) Anyag Temp (K) Henger sugár 8.43017 Zr3Si2 913.15 Tér többi része He 70 bar 913.15

22 | O l d a l :

5.3.4. SZABÁLYOZÓ MECHANIZMUS FELÉPÍTÉSE

Itt is, ugyanúgy, mint az előző esetben a homogén felépítést felváltottuk egy már megtalálható konstrukcióval [14]. Itt is hatszöges az elrendezés, a középső, egyébként zárt, részt három gyűrűben veszi körül 54 darab szabályozó bór-karbid pálca.

13. táblázat - A szabályozó kazetta anyagainak térfogatarányai

Anyag V/V % SiC 10.85%

AIM1 11.22% B4C90 30.26%

He(70 bar) 47.67%

14. táblázat - A szabályozó kazetta felépítése és az anyagok hőmérsékletei

CSD/DSD dimenzió(cm) Anyag Temp (K) Kazetta

Burkolat, külső átmérő 17.61760 SiC 913.15

Burkolat, belső átmérő 16.60344 Rácsállandó 2 Bór-karbid pálca külső sugár 0.70860 B4C90 923.15 AIM1 burkolat, külső sugár 0.82964 AIM1 913.15 Tér többi része He 70 bar 913.15

5. ábra - A szabályozó kazetta felépítése

23 | O l d a l :

5.3.5. AZ ABSZORBER KAZETTÁK MOZGATÓ MECHANIZMUSA

Alap állapotban, a szabályozó rudak az aktív zóna tetejétől egészen a felső reflektor tetejéig helyezkednek el, a mozgató mechanizmust jelképező acél rúd, a rod follower, pedig az alatta lévő helyet tölti ki.

15. táblázat - Az abszorber kazetták mozgató mechanizmusát szimbolizáló acél rúd felépítése

Rod follower dimenzió(cm) Anyag Temp (K) Kazetta

Burkolat, külső átmérő 17.61760 SiC 913.15

Burkolat, belső átmérő 16.60344 Kazetta közepén 1 db AIM1 henger Külső sugár 1.02543 AIM1 913.15 Tér többi része He 70 bar 913.15

16. táblázat - Az AIM1 acél összetétele:

AIM1 V/V% Vas : 65.75% Króm: 14.50% Nikkel: 15.50% Molibdén: 1.50% Titánium: 0.40%

24 | O l d a l :

5.3.6. A HASZNÁLT ANYAGOK ÖSSZETÉTELE:

Ez a táblázat összefoglalóan tartalmazza, hogy milyen anyagok, milyen összetétellel és

sűrűséggel rendelkeznek. Az at% atom százalékot, a wt% tömeg százalékot jelent.

17. táblázat - Anyagösszetételek izotópokra lebontva

Anyag Összetétel izotópok szerint Sűrűség (g/cm3) 20 ˚C

(U,Pu)C Urán (at%): 235U: 0.72, 238U: 99.28 10.9

Plutónium (wt%):

238Pu: 2.7, 239Pu: 56, 240Pu: 25.9, 241Pu: 7.4, 242Pu: 7.3 10.88

W/Re Wolfram (at%):

182W: 22.655, 183W: 12.2504, 184W: 26.3678, 186W: 24.7268, 19.48

Rénium (at%): 185Re: 5.236, 187Re: 8.764

Re Renium(at%) : 185Re: 37.4, 187Re: 62.6 21.02 SiC Szilicium (at%): 28Si: 92.23, 29Si: 4.68, 30Si: 3.09 2.6

Zr3Si2 Cirkónium (at%): 90Zr: 51.45, 91Zr: 11.22, 92Zr: 17.15, 94Zr: 17.38, 96Zr: 2.8 5.88

Szilicium (at%): 28Si: 92.23, 29Si: 4.68, 30Si: 3.09

AIM1 Vas (at%): 54Fe: 5.8, 56Fe: 91.72, 57Fe: 2.2, 58Fe: 0.28, 7.95

Króm(at%):

50Cr: 4.34, 52Cr: 83.81, 53Cr: 9.49, 54Cr: 2.36

Nikkel(at%):

58Ni: 68.27, 60Ni: 26.1, 61Ni: 1.13, 62Ni: 3.59, 64Ni: 0.91

Molibdén(at%):

92Mo: 14.84, 94Mo: 9.25, 95Mo: 15.92, 96Mo: 16.68, 97Mo: 9.55, 98Mo: 24.13, 100Mo: 9.63

Titánium(at%):

46Ti: 8.25, 47Ti: 7.44, 48Ti: 73.72, 49Ti: 5.41, 50Ti: 5.18

B4C Bór(at%): 10B: 90, 11B: 10 1.912

25 | O l d a l :

6. EREDMÉNYEK ISMERTETÉSE

6.1. REAKTIVITÁS ÉRTÉKEK 300K-EN:

Az itt látható eredmények ENDF/B-VI könyvtárral készültek, ezek álltak a munka kezdetén rendelkezésre, mivel ezek nem tartalmazzák magasabb hőmérsékleteken a szükséges hatáskeresztmetszeteket, ezért ezekkel történtek a számítások a munka elején. A pcm mindenütt százezredrészt (10-5) jelöl. Az összes itt található számításban a használt hőmérséklet tehát 300K. A vizsgálat tárgyát képezi a nyomás elvesztése, depressurization effect, mivel ez tervezési üzemzavar kategóriába sorolandó, így a hatását vizsgálni kell a reaktivitásra vonatkozóan. A reaktorban normál állapotban, egymástól elkülönülő helyeken 10 és 70 bar nyomású hélium található, a 10 bar minden esetben a pálcákon belül van, míg 70 bar nyomású a többi szerkezeti elemet veszi körül. A nyomások lecsökkentésekor kiszámítottam a héliumnak az adott körülmények között létrejövő sűrűségét és mindkét értéket a megfelelő szintre állítottam be. Így a 10 bar nyomású állapotnál a pálcákon belül nem változott a gáz állapota, csak azokon kívül, míg az 1 bar-os állapotban mindenütt változtatni kellett. A 18. táblázat utolsó oszlopában a normál, 70 bar nyomású héliummal és alap állapotban lévő biztonság védelmi rudakkal számolt reaktivitás értékekhez viszonyított eltérések láthatóak.

18. táblázat - keff értékek a reaktor különböző állapotaiban, reaktivitások és azok eltérései a normál állapottól

Hideg állapotban keff ∆keff Reaktivitás Reaktivitás

eltérés(pcm) 1 bar He 1.0414 0.00038 0.0320 10 bar He 1.0407 0.00036 0.0391 704.069 Normál állapot 1.03313 0.00037 0.03977 768.65 Középső szabályozórúd gyűrű beengedve 0.98985 0.00037 -0.01025 4232.167 Összes szabályozórúd beengedve 0.92586 0.00037 -0.08 11214.45

6.2. AZ ÜZEMI KÖRÜLMÉNYEKEN VÉGZETT SZÁMÍTÁSOK

Itt a fentebb már részletesen taglalt, geometriával és hőmérsékletekkel zajlottak a futások, ezekhez viszont már új hatáskeresztmetszet könyvtárakra volt szükség, mivel az MCNP alapból nem tartalmaz, ilyen nagy mennyiségű anyagról ennyire nagy hőmérsékleteken adatokat. A megfelelő anyagokhoz 6 különböző hőmérséjkletre témavezetőm az ENDF/B-VII adatkönyvtárból kiindulva az NJOY programcsomag segítségével állította elő az MCNP által alkalmazott ACE formátumú adatkönyvtárakat. Az effektív sokszorozási tényező jól közelíti azokat az adatokat amelyeket hivatalos forrásból kaptunk, a számítás eredménye 1.010 ± 0.00011, amely a 33 csoport diffúzió elmélettel számolt komplett három dimenziós

geometriára kapott eredményhez áll közel.

26 | O l d a l :

19. táblázat - keff és reaktivitás értékek, valamint az eltérés a normál állapottól

Üzemi (BOL) állapotban keff ∆keff Reaktiviás ∆reaktivitás(pcm)

Normál állapot 1.01 0.00011 0.0099 Középső szabályozórúd gyűrű beengedve 0.96907 0.00033 -0.03191 -4181.81 Összes szabályozórúd beengedve 0.90526 0.00039 -0.10465 -11455.60

Ebben a táblázatban láthatóak a kapott eredmények, az utolsó oszlop némi magyarazátra

szorul, itt kaptak helyet a normál állapothoz képest számított reaktivitásbeli eltérések.

6.2.1. KÉSŐNEUTRON HÁNYAD KÖZELÍTÉSE

Ezt a mennyiséget két keff számítás eredményével lehet közelíteni, ezt nevezik prompt metódusnak, az MCNP lehetőséget ad a TOTNU NO kártyán keresztül arra, hogy beállíthassuk a hasadáskor keletkező neutronok tulajdonságait, ebben az esetben kikapcsoljuk a késő neutronok keletkezését . Az alap beállítás szerint minden normálisan működik, vagyis prompt és késő neutronok is keletkeznek hasadásonként. Tehát az első számítás egy normális esetben lévő effektív sokszorozási tényező meghatározása, a második esetben csak a prompt neutronok figyelembe vételével ugyanennek az elvégzése, hogy megkapjuk a kp értéket. Itt is a

BOL kondíciókat vettem alapul.

Az alábbi képlettel történt a későneutron hányad közelítése [15]:

&��� ' 1 ( )*+,+-)*,- ' 1 (�+�

&��� ' 1 ( �+� ' 1 (1.00548 2 0.000161.0100 2 0.00011 � 0.003326733 2 0.00027

Az irodalmi adat 400-405 pcm volt, modelltől függően, ehhez képest az eltérés közepes, ez lehet a számítás nem elégséges hosszától, vagy esetleg, olyan programbeli sajátságoktól

amiket nem sikerült kiküszöbölni, esetleg a modell, vagy a használt közelítés pontatlanságától.

27 | O l d a l :

6.2.2.1. A HŰTŐKÖZEG ELVESZTÉSÉNEK A VIZSGÁLATA

Itt kiszámítottam a megfelelő hőmérsékletekhez és nyomásokhoz tartozó hélium

hőmérsékleteket és azzal számoltam tovább.

Az eredmények:

20. táblázat - Reaktivitás és keff értékek a nyomás elvesztésekor felvett értékei, és ezek viszonyai

a normál állapothoz képest

Üzemi (BOL) állapotban keff ∆keff Reaktiviás ∆reaktivitás(pcm) 1 bar He 1.01324 0.00018 0.01306 316.6 10 bar He 1.0129 0.00011 0.01273 283.47

Normál 70bar He 1.01 0.00011 0.0099 0

Látható, hogy 283.47 pcm a reaktivitás változás a nyomásvesztés hatására, ami jó egyezést mutat a referencia adatokkal, amelyek 273 és 343 pcm közötti értékeket vettek fel aszerint, hogy éppen melyik számítási módszerrel és homogén vagy részletes geometriával számolták e.

21. táblázat - A reaktivitás kifejezése a késő neutron hányaddal

Nyomás (bar) keff Reaktivitás 10 1.0129 0.0127

üzemi 1.01 0.0099 Reaktivitás különbség 0.00283

Reaktivitás különbség $ βeff számolt 0.00332 0.85210 βeff referencia 0.00405 0.69993

A cél 0.6814$ és 0.8469$ közötti eredmény elérése volt, ezek tartoznak a 273 és a 343 pcm fent említett referencia adatokhoz. Sikerült alátámasztanunk saját számításokkal is a referencia eredményeket, mi szerint a vizsgált effektus reaktivitásbeli hatása a késő neutron hányad alatt marad és nem éri el az 1$-t. Tehát a hűtőközeg részleges elvesztése nem jár prompt kritikusság kialakulásával, ami a reaktor szempontjából fontos, mivel még kezelhető állapotban marad, külső beavatkozással le lehet állítani, elkerülve így a megszaladást. Fontos megjegyezni, hogy az általam kapott βeff csak egy közelítő eljárás eredménye, ami nem pontos eredményt szolgáltat. Látható, hogy az irodalomból vett késő neutron hányaddal számolva az eredmény közelebb esik az elvárthoz.

28 | O l d a l :

6.2.2.2. NYOMÁSVESZTÉS TOVÁBBI VIZSGÁLATA

A feltételezéseink szerint a forgatókönyv úgy zajlik nyomásvesztés során, hogy a normális üzemi körülményekről a nyomás mindenütt leesik 10 barra, ez lehet valamilyen lyukadás vagy törés miatt a primer körben, amit a külső nyomásálló burok tart meg ezen az értéken. Majd a hűtés kiesése miatt a fűtőanyagnak felszökik a hőmérséklete, amit két lépésben tudtunk modellezni. Ahogyan már láttuk, az első lépésben megugrik a reaktivitás, de ahogyan a hőmérséklet növekszik úgy ez átmegy egy csökkenő tendenciába. A jelenség magyarázata, hogy a hőmérséklet növekedésével a doppler effektus egyre nagyobb szerepet kap, a rezonancia integrálok megnövekedésére a reaktivitás csökkenéssel fog reagálni. Ennek az oka legfőképp a reaktorban nagy mennyiségben jelen lévő 238U, aminek az abszorpciós hatáskeresztmetszetben lővő rezonanciái kiszélesednek és így a neutronok elnyelése nagyobb

lesz, ami a sokszorozást csökkenti.

22. táblázat - A tranziens további vizsgálata először nyomásvesztés,

majd az üzemanyag felhevülése

Változás keff ∆keff Reaktivitás Reaktivitás különbség a kiindulástól mérve 70 bar 1.01 0.00011 0.0099

70 -> 10 bar 1.01327 0.00033 0.01309 0.00319 1263K->1568K 1.0112 0.00036 0.01107 0.00117 1568K->1873K 1.00866 0.00037 0.00858 -0.00131

Látható a reaktivitás csökkenése a hőmérséklet növekedésével. A hőmérséklet növekedés hatására fellépő reaktivitás csökkenés mértéke meghaladja a nyomásvesztés által okozott reaktivitás növekedést. Tehát a fűtőanyag felhevülésének hatása ellensúlyozni tudja a nyomás lecsökkenésével járó reaktivitás bevitelt.

6.2.3.1. ÜZEMANYAG HŐMÉRSÉKLET REAKTIVITÁS FÜGGÉSÉNEK SZÁMÍTÁSA

A rendelkezésre álló hőmérsékleti értékek alapján felvettem a sokszorozási tényező megfelelő görbéjét. Két vizsgálatot végeztem el, attól függően, hogy a strukturális anyagoknak milyen a hőmérséklete. Ez részben azonos az előző vizsgálatokkal, de itt sokkal kiterjedtebb

hőmérsékleti tartományokban dolgozunk.

29 | O l d a l :

23. táblázat - 300K hőmérsékletű strukturális anyagok mellett számított üzemanyag

hőmérséklet növekedés okozta reaktivitás változás vizsgálata

Reaktivitás T függés / T(K) keff ∆keff ρ relatív ρ különbség 300 1.02562 0.00038 0.02498

453.16 1.0218 0.00038 0.02133 -0.00364 858.16 1.01508 0.00039 0.01485 -0.01012

1263.16 1.01116 0.00035 0.01103 -0.01394 1568.16 1.00929 0.00034 0.0092 -0.01577 1873.16 1.00762 0.00038 0.00756 -0.01741

24. táblázat - 913K hőmérsékletű strukturális anyagok mellett számított üzemanyag

hőmérséklet növekedés okozta reaktivitás változás vizsgálata

Reaktivitás T függés / T(K) keff ∆keff ρ relatív ρ különbség 300 1.02499 0.00037 0.02438

453.16 1.02076 0.00036 0.02033 -0.00404 858.16 1.01467 0.00036 0.01445 -0.00992

1263.16 1.01056 0.00035 0.01044 -0.01393 1568.16 1.00805 0.00035 0.00798 -0.01639 1873.16 1.00622 0.00034 0.00618 -0.01819

Megfigyelhettük már eddig is a reaktivitás csökkenést, ami hőmérséklet emelkedés hatására jött létre. Most ezt a tendenciát fogom ábrázolni. A táblázatok utolsó soraiban határoztam meg az első értéktől való eltérést, így megfigyelhetjük a bekövetkező reaktivitás csökkenést.

0 200 400 600 800 1000 1200 1400 1600-0.020

-0.018

-0.016

-0.014

-0.012

-0.010

-0.008

-0.006

-0.004

-0.002struktúrális anyagok: 300K struktúrális anyagok: 913K

Rea

ktiv

itás

külö

nbsé

g

Hõmérséklet különbség (K)

6. ábra – A 300K-hez tartozó reaktivitás értéktől mért relatív csökkenés

30 | O l d a l :

6.2.3.2. REAKTIVITÁS TÉNYEZŐK SZÁMÍTÁSA:

A 25. táblázat alapján kiszámoltam a reaktivitás tényezőket, az alábbi képlet segítségével:

56 � 7 7%

25. táblázat - A reaktivitás tényezők értékei a két vizsgált esetben

T ∆T (K) 89 - 913K - pcm 89 - 300K - pcm 453.16 - 300 153.16 -2.639 -2.379

858.16 - 453.16 405 -1.451 -1.599 1263.16 - 858.16 405 -0.9896 -0.9429

1568.16 - 1263.16 305 -0.8078 -0.6007 1873.16 - 1568.16 305 -0.5915 -0.5383

400 600 800 1000 1200 1400 1600 1800 2000-3.0

-2.5

-2.0

-1.5

-1.0

-0.5

Rea

ktiv

itás

tény

ezõ

- αT

(pc

m)

struktúrális anyagok: 913K struktúrális anyagok: 300K

Hõmérséklet(K)

7. ábra - Reaktivitás tényezők hőmérséklet szerinti változása

6.2.4. SZABÁLYOZÓ RÚD ÉRTÉKESSÉG VIZSGÁLATA

A BOL kondíciókra történt középső szabályozórúd gyűrű értékességének a vizsgálata. Az alapállapot és a teljesen beeresztett állapot között tíz centiméteres lépésközzel vettem fel a vizsgált pozíciókat. Így összesen 19 állásban vettem fel a szükséges keff és reaktivitás

értékeket. A 28. ábrán jól látható a szabályozórúd értékességre jellemző S alakú görbe.

31 | O l d a l :

26. táblázat - A különböző rúdpozíciókban felvett keff és reaktivitás értékek

Rúdpozíció: (cm) keff ρ 0 0.96907 -0.0423 10 0.96907 -0.0423 20 0.97076 -0.0405 30 0.97082 -0.0405 40 0.97259 -0.0386 50 0.97474 -0.0363 60 0.97766 -0.0333 70 0.98015 -0.0307 80 0.98397 -0.0267 90 0.9889 -0.0216

100 0.99143 -0.0190 110 0.99589 -0.0145 120 0.99962 -0.0108 130 1.00215 -0.0083 140 1.00552 -0.0049 150 1.00733 -0.0031 160 1.00869 -0.0018 170 1.01029 -0.0002 175 1.01056 0

-20 0 20 40 60 80 100 120 140 160 180-0.05

-0.04

-0.03

-0.02

-0.01

0.00

Rúdpozíció (cm)

Értékesség BOL kondíciók esetén

Rea

ktiv

itás

érté

kess

ég

8. ábra - A reaktivitás értékesség ábárzolása a rúdpozíció függvényében

32 | O l d a l :

6.3. HATÁSKERESZTMETSZET KÖNYVTÁRAK ÖSSZEHASONLÍTÁSA

Ugyanazt a geometriát és ugyanazokat a hőmérsékleteket ,300K, használva, de különböző ENDF könyvtárakkal más-más eredmény született. Ez egyértelműen a hatáskeresztmetszetek eltérőségét jelenti, meghatározhatjuk hogy melyik anyagnál tapasztalható a legnagyobb eltérés, ha az egyik inputban mindig kicserélünk egy anyagot és lefuttatjuk újra a keff

számítást.

27. táblázat - Hatáskeresztmetszet könyvtárak összehasonlítása az anyagok egyesével

történő kicserélésével

keff ∆keff Eltérés nagysága

ENDF/B-VI tól ENDF/B-VII Teljes 1.02383 0.00021 ENDF/B-VI Teljes 1.03313 0.00037 ENDF/B-VI He 1.02372 0.00021 0.00941 ENDF/B-VI SiC 1.0231 0.0002 0.01003 ENDF/B-VI Üzemanyag 1.03332 0.00021 -0.00019 ENDF/B-VI Pu 1.02533 0. 00021 0.0078 ENDF/B-VI U 1.03193 0.00021 0.0012 ENDF/B-VI Zr 1.02451 0.0002 0.00862 ENDF/B-VI B 1.02389 0.00022 0.00924

Ez esetben az ENDF/B-VII-el végzett számításokban hajtottam végre a cserét. Mindig csak egy anyagot írtam át ENDF/B-VI könyvtárra, az összes többi ENDF/B-VII-el volt megadva. Az így kapott vegyes input végeredményét összehasonlítva a csak ENDF/B-VI és csak ENDF/B-VII-el végzett számításokéval, megkaphatjuk, hogy melyik anyagban van a legnagyobb eltérés. Ez láthatóan az üzemanyag, azon belül pedig az uránnál a legjelentősebb, ennek az oka, hogy a reaktorban ebből van a legnagyobb mennyiségű, így a hatáskeresztmetszetben lévő változás jobban kihat a végső sokszorozásra, így jól észrevehető eltérést okoz. A kapott eredményeket grafikonon ábrázolva is látható, hogy az uránnál van a legkisebb eltérés a vegyes és a csak ENDF/B-VI-ot használó input között.

33 | O l d a l :

28. táblázat - keff értékek ábrázolása vegyes inputok és tisztán ENDF/B-VI használat esetében

6.4. SPEKTRUM ÉS REAKCIÓGYAKORISÁGOK

Az F4:N tally kártyával vettem fel a spketrumot a zóna belsejében, ami megadja a fluxus nagyságát egy cellára átlagolva, részecske/cm2 egységekben, esetünkben a részecske neutront jelent. Energia szerinti felbontás eléréséhez még ki kell egészíteni az előbbi kártyát egy úgynevezett En – Tally Energy Card-al, amivel megadhatjuk, hogy milyen energia felbontással készüljön a spektrum. Ebben az esetben 238 energia csoport szerinti felosztással dolgoztam. Kritikussági számításoknál egy neutronra vonatkozóan történik a normálás, tehát tényleges fluxus nagyságok meghatározásakor ismerni kell a rendszerben keletkező neutronok számát, amit a teljesítményből tudunk meghatározni. Így a tally eredményével már tudunk becslést adni a létrejövő fluxusok nagyságára egy egyszerű számítás segítségével. A teljes zónában lévő átlagos neutronfluxus ezek alapján tehát 3.72*1014 neutron/s*cm2 a számítások szerint. Referencia adatunk csak a belső és a külső üzemanyag gyűrűre vonatkozóan volt, ezekben

a régiókban 1.664*1015 neutron/s*cm2 és 1.485*1015 neutron/s*cm2 a fluxus értéke.

1.018

1.02

1.022

1.024

1.026

1.028

1.03

1.032

1.034

ENDF/B-VI - ENDF/B-VII összehasonlítása

keff

34 | O l d a l :

10-1110-1010-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101 102102103104105106107108109

1010101110121013

flux

us /

leta

rgia

Energia (MeV)

Fluxus a zóna egészére

9. ábra - Neutron spektrum a teljes zónára átlagolva

A reakciógyakoriságokat az FMn – Tally Multiplier Card segítségével tudtam kiszámítani. Az FMn kártya az alábbi mennyiséget számolja ki:

� · : ;

35 | O l d a l :

10-10 10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101 102

-30

-25

-20

-15

-10

-5

0

ln(

fluxu

s / l

etar

gia

)

Energia (MeV)

Pálcákra normált hasadási reakciógyakoriság

10. ábra - A zónára és a pálcákra normált fluxussal számított reakciógyakoriságai a hasadásoknak, egy neutronra átlagolva

7. ÖSSZEFOGLALÁS ÉS KITEKINTÉS.

A szakdolgozat elkészítése közben részletesen megismerkedhettem az MCNP felépítésével és használatának módjával, nagy egymásba ágyazott geometriák elkészítésével és azzal a szemlélettel, ami ehhez a feladathoz kell. Részletekbe menően tanulmányozhattam a 2400MW teljesítményű reaktor koncepció jelenlegi felépítését és az ezzel járó feladatokat. A referencia adatokat sikerült reprodukálni és megerősíteni, továbbá sikerült több számítást is elvégezni a kész modellen, bár még elég sok lehetőség kínálkozik e téren. Betekintést nyerhettem egy nagy európai projektbe ami a negyedik generációs reaktorok fejlesztését tűzte ki célul és láthattam a közben felmerülő kérdések és a megoldandó problémák szerteágazóságát. Érdekes látni, hogy mennyi szakmai tudás kell egy reaktor koncepció kialakításához és mennyire sok tudományág terültén kell vizsgálatokat folytatni a megvalósításhoz vezető úton.

36 | O l d a l :

8. KÖSZÖNETNYILVÁNÍTÁS

Ezúton szeretném kifejezni hálámat a témavezetőmnek, Szieberth Máténak aki mindvégig ellátott útmutatásokkal a munka folyamán és segédkezett a dolgozat kialakításában. Szeretném még megköszönni Németvarga Péternek, hogy a kapcsolódó témakörökben segédkezett és olyan összehasonlítási alapot nyújtott, amivel ellenőrizni tudtam a szükséges adatokat.

Valamint szeretném megköszönni a kedvesemnek, hogy a végső formájába öntötte a szakdolgozatom és végig támogatott a munka folyamán.

IRODALOMJEGYZÉK

[1] Weto report - World energy, technology and climate policy outlook 2030, 2003 EUR 20366, ISBN 92-894-4186-0

[2] SNETP, Sustainable Nuclear Energy Technology Platform, SRA 2009 - Strategic Research Agenda, 2009 may

[3] SNETP ESNII Oktober 2010, The European Sustainable Nuclear Industrial Inititative,ESNII Task Force

[4] Szatmáry Zoltán: Bevezetés a reaktorfizikába, Akadémiai kiadó, Budapest, 2000

[5] Dr Zagyvai Péter Radioaktív hulladékok előadás, http://www.reak.bme.hu/munkatarsak/dr_zagyvai_peter/letoeltes.html

[6] Perkó Zoltán, Dr. Fehér Sándor A GFR600 üzemanyagciklusának vizsgálata, kutatás-fejlesztési részjelentés, BME-NTI-544/2010, Budapest, 2010. december

[7] Paul Scherrer Institut, Reference GFR 2400 MWth: Updated co respecifications and new neutronics characterization, TM-41-11-01, 12/01 /2011, S. Pelloni, 12/01 /2011

[8] Dr Richard Stainsby The Generation IV Gas Cooled Fast Reactor, AMEC, Gen iV international forum

[9] C. Bassi and M.Marques Reliability Assessment of 2400MWth Gas-Cooled

Fast Reactor Natural Circulation Decay Heat Removal in Pressurized Situations, Hindawi Publishing Corporation, Science and Technology of Nuclear Installations, Volume 2008, Article ID 287376, doi:10.1155/2008/287376

[10] M. Marquès, C. Bassi, F. Bentivoglio & A.Tosello, Benchmark on NCDHR

of 2400 MWth GFR Complet results for transient 1: Loss Of Flow Accident (LOFA), IAEA INPRO - PGAP Project – 4th Technical Meeting – Vienna (Austria), November 23-25, 2010

37 | O l d a l :

[11] Atomerőművek üzemtana I. kötet, A reaktorfizika és –technika alapjai, Dr. Csom Gyula, Műegyetemi Kiadó, 1997,

[12] P. Richard, Y. Péneliau ,M. Zabiégo Reference GFR 2400 MWth core definition at start of GOFASTR Deliverable D1.1-1, Commissariat à l’Energie Atomique, 26/03/2010, 10PPIW000002

[13] GFR 2400 MWth pin core design at start of GOFASTR

[14] Gaëtan Girardin Development of the Control Assembly Pattern and Dynamic

Analysis of the Generation IV Large Gas-cooled Fast Reactor (GFR), THÈSE NO 4437 (2009)

[15] MCNP5 DELAYED NEUTRON FRACTION (βeff)CALCULATION IN TRAINING REACTOR VR1 Svetozár Michálek,Jan Haščík, Gabriel Farkas , Journal of ELECTRICAL ENGINEERING, VOL. 59, NO. 4, 2008, 221-224

[16] Hatodik Fenntartható fejlődés és atomenergia előadás Dr. Csom Gyula http://www.reak.bme.hu/fileadmin/user_upload/felhasznalok/aszodi/FF_2010_2011_tavasz/6_ea_Csom.pdf

[17] Az atomerőmővi kiégett üzemanyag hosszú felezési idejű komponenseinek transzmutációja, Fehér Sándor, Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem, Nukleáris Technikai Intézet