NUKLEÁRIS  TECHNIKAI   SZEKCIÓ

Levágási energiák vizsgálata VVER-440 reaktor Monte Carlo modellezéséhez

Berki Tamás
V. évfolyam, mérnök-fizikus szak

Témavezetõ: Dr. Fehér Sándor, BME Nukleáris Technikai Intézet

Teljesítményreaktoron végzett reaktivitásmérések interpretálása gyakran nehézségekbe ütközik a reaktor geometriai kiterjedtsége és az aktív zóna esetleges aszimmetriái miatt. Tovább nehezíti a mérések eredményeinek értelmezését, ha nem ismert kellõ pontossággal az aktív zóna és a biológiai védelem falában elhelyezkedõ neutrondetektorok (ionizációs kamrák) közötti neutrontranszport átviteli függvénye. Az interpretációs gondok miatt a paksi atomerõmûben az indításkor végzett rúdejtés-mérés eredményeinek a tervezett értékkel való összevetése a mai napig nem megoldott. A probléma természetébõl fakadóan megoldást csak egy olyan  komplex, sokparaméteres fluxus-átviteli függvény kidolgozása jelenthet, amely a reaktor és környezete összetett háromdimenziós geometriáját, továbbá a detektorok válaszfüggvényét is kellõ pontossággal figyelembe veszi. Ilyen átviteli függvény megalkotásához háromdimenziós modellezésre, és igényes számításra van szükség, amely célszerûen Monte Carlo módszerrel valósítható meg.
TDK dolgozatomban a fenti feladat megoldásához kapcsolódó munkámról számolok be. A szükséges modellezésekhez a BME NTI-ben az MCNP4B Monte Carlo programot választottuk, amelynek segítségével a reaktor különbözõ pozícióiban elhelyezkedõ fûtõelempálcákban, illetve fûtõelempálca-szakaszokban egységnyi teljesítménysûrûség mellett keletkezõ hasadási neutronok által az out-core detektorokban kiváltott töltöttrész keletkezési sûrûséget határozzuk meg. 
Az MCNP program lehetõvé teszi, hogy a vizsgált geometriai teret cellákra osztva cellánként különbözõ levágási energiát adhassunk meg. Ha a cellában tartózkodó neutron energiája ezen érték alá csökken, a program nem számolja tovább a neutron életútját. Ezzel gépidõt takaríthatunk meg, de az így megszüntetett neutron nem ad hozzájárulást a detektorjelhez.  Ezért a levágási energiákat úgy kell megválasztani, hogy a kiesõ neutronok ne okozzanak lényeges jelcsökkenést  a detektorban. 
TDK munkámban a fluxus-átviteli függvény számítására szolgáló modell levágási energiáinak  optimalizálását tûztem ki célul. Elsõ lépésként egy egyszerûsített modellel a levágási energiák közelítõ meghatározását végeztem el. A zónakosár belsõ felületén Watt-spektrumú neutronforrást feltételezve meghatároztam egy referencia-fluxust a detektorban. Ezután különbözõ, koncentrikusan elhelyezkedõ felületekrõl monoenergetikus neutronokat  indítva vizsgáltam a detektorbeli termikusneutron-fluxus alakulását. Ebbõl egy olyan függvényt állítottam össze, amely megadja, hogy az adott felületen adott energiával áthaladó neutronok mennyiben járulnak hozzá a fenti referencia-fluxushoz. Végül az így kapott függvény segítségével meghatározott levágási energiákat a teljes modellben alkalmazva azt vizsgáltam, hogyan alakul a futási idõ és a neutron-spektrum a detektor helyén, ha a referencia-fluxushoz 0,1, illetve 0,5%-os hozzájárulást adó levágási energiákat használom. 

Bórsavhígulásos tranziensek vizsgálata VVER-440 típusú reaktorban a DYN3D reaktorkinetikai kód segítségével 

Boros Ildikó 
V. évfolyam, mérnök-fizikus szak

Témavezető: Dr. Aszódi Attila, BME Nukleáris Technika Intézet

A bórsavat a nyomottvizes reaktorokban a reaktivitástöbblet lekötésére használják, így koncentrációjának csökkenése (hígulása) reaktivitás-bevitelt jelent, azaz reaktivitásbaleset okozója is lehet. Alacsony bórsavkoncentrációjú hűtővízszakasz, ún. híg dugó többféleképpen is kialakulhat, akár külső forrásból kerülve az atomreaktor primer körébe, akár belső forrásból, egyéb üzemzavar következményeként. 
Az aktív zónában lejátszódó reaktorkinetikai folyamatok szempontjából igen fontos, hogy jól modellezzük a bórsavkoncentráció térbeli és időbeli eloszlását, amihez általában valamilyen analitikus, vagy (kísérleti eredményekből levezetett) empirikus közelítést alkalmaznak. Ezek a módszerek azonban az irodalmi adatok szerint csak akkor alkalmazhatóak kielégítően, amikor minden primer köri fő keringtető szivattyú üzemel. Amikor ezek a modellek érvényüket vesztik, szükség van numerikus számításokra is, amelyre jól alkalmazhatóak CFD (Computational Fluid Dynamics) kódok. A bórsavkoncentráció eloszlásának meghatározása után kerülhet sor a bórsavhígulás neutronháztartásra gyakorolt hatásának számítására. 
TDK dolgozatomban a bórsavkoncentráció idő és térbeli eloszlására vonatkozó CFX számítási eredményekből kiindulva a DYN3D háromdimenziós reaktorkinetikai kód segítségével vizsgálom a bórsavhígulás által kiváltott reaktivitás baleset lefolyását és hatásait. (A DYN3D kód hexagonális fűtőelem-geometriájú atomreaktorok – mint pl. a VVER-440 – neutronkinetikájának meghatározására szolgál.)
A konkrét esetben vizsgált tranziens a következő: a friss – nem kiégett – üzemanyagú, álló reaktornál először minden fő keringtető szivattyú áll, majd elindul egy olyan szivattyú, melyhez tartozó hűtővíz hurokban alacsonyabb koncentrációjú bórsav található. Az input adatokat szolgáltató CFD-számítás megadja a bórsavkoncentráció térbeli és időbeli eloszlását abban a síkban, ahol a hűtőközeg belép a reaktor aktív zónájába. Ez az eloszlás szolgál a DYN3D számításaim bemeneti paraméteréül, amely meghatározza a tranziens lezajlását.
Az elemzés fő célja annak meghatározása, hogy lehetséges-e a reaktor kritikussá válása egy ilyen üzemzavar esetén. Ezen kívül az is kérdéses, hogy milyen hatással van az üzemzavar lefolyására a kiinduló bórsavhígulás mértéke.

A PMK kísérleti berendezés modellezése az APROS rendszerkód segítségével

Fejérdy Gyõzõ
V. évfolyam, Gépészmérnöki Kar

Témavezetõ: Dr. Aszódi Attila, egyetemi docens, BME NTI 

Jelen TDK dolgozat célja a KFKI-ban található PMK (Primerköri Modell Kísérlet) berendezés 1987-es kísérletének számítógépes szimulációja. A modellezésnél a Finn Mûszaki Kutatóközpont által kifejlesztett APROS (Advanced Process Simulator) kód került felhasználásra. 
	A PMK berendezés a paksi VVER-440 atomerõmû primer körének kicsinyített modellje. A térfogat és teljesítmény arány az eredetihez képest 1:2070. A magassági szintek, a hõmérséklet és nyomás értékek megegyeznek a paksi atomerõmûével. Az erõmûvi hat primer köri hurkot helyettesítõ egyetlen hurokhoz két hidroakkumulátor és a térfogatkompenzátor kapcsolódik.
A gõzfejlesztõ szekunder oldalának jellemzõi a primer körben alkalmazott arányokat követik (térfogat, tömegáram: 1:2070; nyomás, hõmérséklet az eredeti létesítményével megegyezõ).
	Az APROS rendszerkód alkalmas atom-, illetve konvencionális erõmûvekben lejátszódó termohidraulikai folyamatok dinamikus szimulációjára. A programban található termohidraulikai elemekhez (csövek, szelepek, tartályok, térfogatkompenzátor, gõzfejlesztõ, gõzturbina, kondenzátor, generátor stb.) villamos berendezések, rendszer- és irányítástechnikai modulok is kapcsolhatóak. A szintén rendelkezésre álló reaktor modul egy-, illetve háromdimenziós diffúziós közelítéssel, két energiacsoportot és hat késõneutron csoportot számol. A termohidraulikai megoldás alapegyenletei az egydimenziós, kétfázisú áramlásra érvényes tömeg-, impulzus- és energiamérleg-egyenletek. A programban a felhasználó megválaszthatja, hogy a három, az öt vagy a hat egyenletes modellt kívánja-e használni.
	A vizsgálat végsõ célja a PMK berendezésen végrehajtott 3 mm-es hidegági csõtörés tranziens folyamatainak modellezése. Ennek elsõ lépéseként elkészült a PMK berendezés geometriai és hidraulikai modellje, majd megtörtént az üzemi stacioner viszonyok beállítása, amelyrõl a tényleges kísérlet is indult. A stacioner állapotban végzett számítások jó egyezést mutatnak a valós mérési eredményekkel.
	A hidegági csõtörés hatására lejátszódó tranziens folyamat modellezése jelenleg is folyik. Az eredmények felhasználásával lehetõség nyílik az APROS rendszerkód kísérleti validálására is. 

 A paksi atomerõmû reaktorai körüli biológiai védelem aktiválódásának számítása

Parkó Tamás
V. évfolyam, mérnök-fizikus szak

Témavezetõ: Dr. Fehér Sándor, BME Nukleáris Technikai Intézet

Az atomreaktorok körül felépített sugárvédõ betonszerkezetek a reaktorok több évtizedes élettartama során neutron-besugárzásnak vannak kitéve, ezért komponenseik radioaktívvá válnak. A létrejövõ radioaktív izotópok egy része hosszú felezési idejû, emiatt a betont az atomerõmû lebontása után radioaktív hulladékként kell kezelni. Mivel ezeknek a hulladékoknak a tömege egy reaktorblokk esetében is ezer tonna nagyságrendû, a lebontás és a hulladék-elhelyezés tervezéséhez elengedhetetlen, hogy a keletkezõ radioaktivitás mennyiségérõl és összetételérõl elõzetesen is megfelelõ pontosságú információkkal rendelkezzünk. Az aktiválódás meghatározására irányuló számítások általában két részre bonthatók: a geometriai és anyag-összetételi adatok birtokában elõször ki kell számítani a reaktor körül kialakuló neutronfluxus-eloszlást, majd ennek ismeretében meg kell határozni a neutronok okozta aktiválódás jellemzõit. A BME NTI-nél az elmúlt évben részletes számításokat végeztek a paksi atomerõmû reaktorai körüli sugárvédõ betonszerkezetek felaktiválódására és bomlására vonatkozóan. A vizsgálatok egyik meglepõ eredménye, hogy a felaktiválódás nagymértékben függ a betonok nyomelemtartalmától. 
Bár az NTI-nél a számításokhoz nemzetközileg ismert, igényes számítógépi programokat (a SCALE programrendszer moduljait, a TORT kódot és az ORIGEN programot) használtak, felvetõdött az igény a számításoknak egy másik, független programmal való reprodukálására. 
TDK munkámban a fenti számításoknak ANITA kóddal (az olaszországi JRC-IST Ispra kutatóintézetben fejlesztett programmal) történõ ellenõrzését, illetve a két számítás elemzõ értékelését tûztem ki célul. Ez a program - szemben az ORIGEN kód három energiacsoportos rendszerével - száz neutronenergia-csoport használ. Ezáltal feltételezhetõen kiküszöbölhetõ az a közelítés, amit az ORIGEN esetében az energiaspektrum három csoportra történõ kollapszálása visz be a számításba. Munkám elsõ lépéseként a unix alatt fejlesztett ANITA programot implementáltam DOS-os környezetben. Ezután a paksi sugárvédelmi betonok aktiválódásának számítását végeztem el a rendelkezésre álló geometriai és anyag-összetételi adatok felhasználásával. Ehhez a számításhoz a fluxus-eloszlást az NTI korábbi számítási eredményeibõl vettem. Az ANITA eredményeinek az ORIGEN számításaival történõ elõzetes összehasonlítása kielégítõ egyezést mutat. Jelenleg a nyomelemtartalommal kapcsolatos érzékenységi vizsgálatokkal foglalkozom. Utóbbiak eredményérõl a dolgozatban, illetve a konferencián kívánok beszámolni.