Ověření LOCA a RIA kritérií pro vybrané havarijní scénáře s pokročilým jaderným palivem

Abstract

V současné době se ve světě uvažuje o zavedení pokročilého jaderného paliva (ATF palivo), probíhá celá řada výzkumů a testování různých konceptů pokročilého paliva. Jeho používání není ale jen otázkou konstrukce nových slitin, pelet atd. Je zde mnoho dalších parametrů, které musí být ověřeny před komerčním využíváním v energetických reaktorech. Jedním z nich jsou bezpečnostní kritéria, jejichž aplikovatelností na ATF palivo se zabývá tato práce, konkrétně se jedná o kritéria související s haváriemi LOCA a RIA. V práci je stručně popsán průběh a chování paliva při obou zmíněných projektových haváriích, současná bezpečnostní kritéria, nejperspektivnější koncepty pokročilého paliva a několik termomechanických kódů k analýze chování paliva. Pro výpočty chování tradičního paliva při zadaných projektových haváriích byl použit termomechanický kód FRAPTRAN (společně s FRAPCONem, kterým byly spočítány počáteční podmínky). Výpočet chování paliva se zvýšenou odolností proti haváriím byl proveden pomocí upravených kódů FRAPCON a FRAPTRAN, které jsou vyvíjeny na KJR FJFI. Výpočtem byla ověřena především nutnost změny metody výpočtu a interpretace ECR kritéria pro pokročilé palivo.

Nowadays the introduction of advanced technology fuel (ATF) is being considered around the world and there is a number of researches and testing of various ATF concepts. However, there are many parameters which should be resolved before commercial use in power reactors, it is not just a question of the development of new alloys, pellets, etc. One of these parameters the safety criteria are and this thesis deals with the safety criteria validation for ATF, especially with the LOCA and RIA safety criteria. This thesis briefly describes the process and fuel behaviour during both aforementioned design basis accidents, current safety criteria, the most promising concepts of ATF as well as several thermomechanical codes for fuel behaviour analysis. The thermomechanical code FRAPTRAN was used for the current fuel behaviour analysis during DBAs (the initial conditions were calculated with the steady-state code FRAPCON). The advanced technology fuel analysis was provided with the modified codes FRAPTRAN and FRAPCON, which have been developed at the Department of Nuclear Reactors at the Faculty of Nuclear Sciences and Physical Engineering (KJR FJFI). The calculation has primarily verified the necessity to change the calculation process and interpretation of ECR criterion for ATF.