Využití termohydraulického systémového kódu pro analýzu přechodových stavů na reaktoru VR-1

Abstract

Výzkumné reaktory představují komplexní zařízení, která se svou konstrukcí, vlastnostmi a nároky na jadernou bezpečnost významně odlišují od energetických reaktorů. Odvod tepla z AZ je často realizován prostřednictvím přirozené konvekce, což s sebou přináší řadu problematických úskalí simulace termo-hydraulického chování. Jako nástroj pro analýzu reaktoru jsou v dnešní době využívány především systémové termo-hydraulické kódy, jako je například RELAP5, ATHLET nebo TRACE. Práce se zabývá rešerší aplikace termo-hydraulických systémových kódů na výzkumné reaktory, simulací přechodových stavů pro různé iniciační události na reaktoru VR-1 a studií vlivu nodalizace na přechodové stavy. Cílem je zhodnotit chování modelů při typických iniciačních událostech a navrhnout optimalizaci pro další analýzy.

Research reactors are complex facilities that differ significantly from energetic reactors in their design, characteristics and nuclear safety requirements. Heat removal from the core is often utilized by natural convection, that might be accompanied by a number of problematic issues in simulating thermo-hydraulic behaviour of the system. Nowadays the system thermohydraulic codes such as RELAP5, ATHLET or TRACE are mainly used to perform the analysis. This thesis deals with the investigation of the application of thermohydraulic system codes to research reactors, the simulation of transients for different initialization events on the VR-1 reactor and the influence of nodalization and user effect on the analyzed transients. The aim is to evaluate the behavior of each model under typical initialization events and to propose optimizations for downstream analyses.