Knowledge base: Warsaw University of Technology

Settings and your account

Back

Development of an advanced RELAP/SCDAPSIM U-Al fuel plate component model for the design basis and severe accidents analysis

Siarhei Shumski

Abstract

The RELAP/SCDAPSIM is a code that was designed for prediction of the behavior of nuclear reactor systems during normal and accident conditions. It is being developed as a part of an international nuclear technology development program called SDTP. The code has been used to support design-basis analysis and licensing related analysis for a variety of research reactor designs including those using U-Al alloy plate-type fuel elements. Since the accident at Fukushima Daiichi power plant, there has been an increasing demand to extend the modeling options for research reactors to include transients where fuel elements can be damaged and melting of fuel elements can occur. A specialized version of the code, based on RELAP/SCDAPSIM/MOD4.0, which was originally developed to support analysis of advanced fuels and supercritical water reactors, is being extended to include detailed research reactor fuel element component models as an option to the existing SCDAP LWR fuel rod and other component models of damage progression. This model is a derivative of a SCDAP component model that was originally developed to support the analysis of the Advanced Test Reactor (ATR) by modifying the SCDAP/RELAP/MOD3.2 code developed by the US Nuclear Regulatory Commission, but was never released to the general SCDAP/RELAP5 user community. The ATR is a test reactor in continuous operation, which is located at the Idaho National Laboratory and uses U-Al alloy plate-type fuel elements arranged in a unique serpentine shape design.
Diploma type
Engineer's / Bachelor of Science
Diploma type
Engineer's thesis
Author
Siarhei Shumski (FPAE) Siarhei Shumski,, Faculty of Power and Aeronautical Engineering (FPAE)
Title in Polish
Opracowanie modelu zaawansowanego komponentu płyty paliwowej U-AL w kodzie RELAP/SCDAPSIM dla analizy podstaw modelowania i ciężkich awarii
Supervisor
Nikołaj Uzunow (FPAE/IHE) Nikołaj Uzunow,, The Institute of Heat Engineering (FPAE/IHE)Faculty of Power and Aeronautical Engineering (FPAE)
Certifying unit
Faculty of Power and Aeronautical Engineering (FPAE)
Affiliation unit
The Institute of Heat Engineering (FPAE/IHE)
Study subject / specialization
Energetyka (Power Engineering)
Language
(pl) Polish
Status
Finished
Defense Date
15-02-2016
Issue date (year)
2016
Pages
51
Internal identifier
MEL; PD-3493
Reviewers
Janusz Lewandowski (FPAE/IHE) Janusz Lewandowski,, The Institute of Heat Engineering (FPAE/IHE)Faculty of Power and Aeronautical Engineering (FPAE) Nikołaj Uzunow (FPAE/IHE) Nikołaj Uzunow,, The Institute of Heat Engineering (FPAE/IHE)Faculty of Power and Aeronautical Engineering (FPAE)
Keywords in Polish
RELAP/SCDAPSIM, energetyka jądrowa, reaktory badawcze, modelowanie cieplno-przepływowe, ciężkie awarii, element paliwowy, paliwo ze stopu U-Al.
Keywords in English
RELAP/SCDAPSIM, nuclear engineering, research reactors, thermal hydraulics modeling, severe accidents, fuel plate, U-Al alloy fuel.
Abstract in Polish
RELAP/SCDAPSIM to kod, który został zaprojektowany do przewidywania zachowania systemów reaktorów jądrowych podczas pracy w warunkach normalnych lub awaryjnych. Jest on ciągle rozwijany w ramach międzynarodowego programu rozwoju technologii jądrowych – SDTP. Kod został wykorzystany do analizy podstaw projektowania i licencjonowania dla różnego rodzaju reaktorów badawczych, w tym reaktorów z elementami paliwowymi w postaci płyt ze stopu U-Al. Od czasów awarii w elektrowni jądrowej Fukushima Daiichi, zaobserwować można wzrost popytu na rozszerzenie możliwości modelowania reaktorów badawczych pod kątem stanów nieustalonych, w których elementy paliwowe zostają uszkodzone i może wystąpić ich stopienie się. Na podstawie RELAP/SCDAPSIM MOD4.0, który został stworzony w celu wspierania analizy paliw zaawansowanych i reaktorów na parametry nadkrytyczne, jest rozwijana wyspecjalizowana wersja kodu, bazująca na istniejących modelach progresji ciężkich awarii w SCDAP, opracowanych dla prętów paliwowych reaktorów lekkowodnych, i innych modelach zawartych w kodzie. Dany model jest pochodną jednego z komponentów SCDAP-a, który pierwotnie został stworzony w celu wsparcia analizy reaktora ATR (Advanced Test Reactor), opracowany jako SCDAP/RELAP/MOD3.2 przez US Nuclear Regulatory Commission (amerykański urząd dozoru jądrowego), ale nie był udostępniony rzeszy użytkowników SCDAP/RELAP5. Advanced Test Reactor to reaktor badawczy, który jest w ciągłej eksploatacji i pracuje na płytach paliwowych ze stopu U-Al w Idaho National Laboratory (INL).
File
    Request a WCAG compliant version
    Local fields
    Identyfikator pracy APD: 9309

    Uniform Resource Identifier
    https://repo.pw.edu.pl/info/bachelor/WUTb2813d42356c4846bd76e71cd75871c3/
    URN
    urn:pw-repo:WUTb2813d42356c4846bd76e71cd75871c3

    Confirmation
    Are you sure?
    Report incorrect data on this page
    clipboard