Wspólnotowy Serwis Informacyjny Badan i Rozwoju - CORDIS

Nowe modele pomagają poprawić bezpieczeństwo reaktorów prędkich chłodzonych sodem

Bezpieczeństwo stanowi główne wyzwanie reaktorów neutronów prędkich nowej generacji IV (Gen-IV). Finansowane przez UE prace badawczo-rozwojowe umożliwiły udoskonalenie kodów programistycznych, służących do dokładnego modelowania innowacyjnych konstrukcji reaktorów i scenariuszy wypadków.
Nowe modele pomagają poprawić bezpieczeństwo reaktorów prędkich chłodzonych sodem
Unijny projekt JASMIN (Joint advanced severe accidents modelling and integration for Na-cooled fast neutron reactors) został zainicjowany w celu opracowania zintegrowanego narzędzia modelującego dla potrzeb jednej z sześciu technologii Gen-IV, reaktorów prędkich chłodzonych sodem. Platforma ASTEC-Na czerpie z europejskiego kodu ASTEC (ang. Accident Source Term Evaluation Code), opracowanego dla poważnych katastrof reaktorów wodnych (LWR).

Aktualnie używane kody komputerowe opracowano w latach 80. ubiegłego wieku do konstrukcji reaktorów neutronów prędkich chłodzonych sodem poprzedniej generacji. Nowy kod ASTEC-Na dla SFR Gen-IV jest narzędziem zintegrowanym o nowoczesnej i elastycznej architekturze, opartym na połączeniu nowych modeli fizycznych niezbędnych do zaawansowanej konstrukcji i specjalnych funkcji. Jego opracowanie opiera się na istniejących modułach oprogramowania LWR ASTEC i na modelach uzyskanych na podstawie narzędzia do symulacji SCANAIR. Ponadto opracowano dodatkowe ulepszone modele fizyczne, które wyjaśniają swoiste zjawiska SFR oraz wyniki ostatnich badań.

Zaawansowane narzędzie numeryczne umożliwia ocenę wpływu awarii szpilki paliwowej na przemieszczenie materiałów i obciążenie systemu podstawowego. Dodatkowo szacowana jest potencjalna ilość i skład radioaktywnych produktów chemicznych i radiologicznych uwolnionych z elektrowni jądrowej, która zależy zarówno od materiału radioaktywnego produkowanego poprzez relokację produktów rozszczepienia, jak i formacji cząstek tlenku sodu/wodorotlenku, które mogą przypadkowo przedostać się do środowiska.

Kod i modele ASTEC-Na objęły cztery obszary bezpieczeństwa dotyczącego sodu: parametry termiczno-hydrauliczne, termo-mechanikę szpilki paliwowej, materiały uwalniane do środowiska oraz neutroniki. Dokładnie mówiąc, nowe modele opisują korelację przenikania ciepła i masy sodu w reaktorze, odkształcenia koszulki, uwalnianie gazowych produktów rozszczepiania, właściwości termiczno-mechaniczne paliwa oraz syntezę fizyczną i chemiczną aerozoli sodu, uwalnianych do środowiska.

ASTEC-Na jest teraz europejskim wzorcowym kodem do symulacji scenariuszy poważnych awarii LWR. Został też zmodyfikowany pod kątem stosowania w reaktorach wodnych, w tym reaktorach wodnych ciśnieniowych, reaktorach WWER, reaktorach wodnych wrzących oraz reaktorach CANDU.

Czerpiąc z wiedzy uzyskanej dzięki oprogramowaniu ASTEC-Na i eksperymentalnej bazie danych, zespół JASMIN pomógł zachować wiedzę wypracowaną w oparciu o ponad 40 lat działań badawczo-rozwojowych.

Powiązane informacje

Słowa kluczowe

Reaktor prędki chłodzony sodem, reaktor na neutronach prędkich, JASMIN, ASTEC-Na
Śledź nas na: RSS Facebook Twitter YouTube Zarządzany przez Urząd Publikacji UE W górę