Modelování dvoufázového proudění v palivovém kanálu jaderného reaktoru

Abstract

Náplní této diplomové práce je implementace modelu nestacionárního proudění dvoufázového chladiva v palivovém kanále jaderného reaktoru. Nejprve je představena role matematického modelování v jaderné bezpečnosti. Dále je popsána představa palivového kanálu v jaderném reaktoru. Následuje formulace úlohy a volba LMNC modelu dvoufázového proudění chladiva. LMNC model je doplněn konstitučními vztahy dvojího druhu: Stiffened gas modelem a tabelovanými vlastnosmi chladiva formulovanými IAPWS-IF97. Úloha je numericky řešena metodou charakteristik, numerické řešení je následně verifikováno na analytickém řešení získaném díky použití Stiffened gas modelu termodynamických vlastností chladiva. Nakonec je model validován na výpočtu přechodového procesu pomocí programu RELAP5/MOD3.

The goal of this master's thesis is implementing model of transient two-phase flow of coolat in fuel channel in nuclear reactor. At first role of mathematical modelling in nuclear safety is introduced. Then the idea of fuel channel in nuclear reactor is further described. Then the specific task is formulated and choice of LMNC model is explained. The LMNC model is supplied by constitution relationships of two types: Stiffened gas model and tabelated properties of cooland based on IAPWS-IF97. The problem is numerically solved by method of characteristics, numerical solution is then verified by analytic solution based on Stiffened gas model of thermodynamic properties of coolant. At the end model is validated by computation of transient process by RELAP5/MOD3 software.