Baza wiedzy: Politechnika Warszawska

Ustawienia i Twoje konto

Powrót

Opracowanie modelu zaawansowanego komponentu płyty paliwowej U-AL w kodzie RELAP/SCDAPSIM dla analizy podstaw modelowania i ciężkich awarii

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.
Rodzaj dyplomu
Praca inżynierska / licencjacka
Typ dyplomu
Praca inżynierska
Autor
Siarhei Shumski (WMEiL) Siarhei Shumski Wydział Mechaniczny Energetyki i Lotnictwa (WMEiL)
Tytuł w języku polskim
Opracowanie modelu zaawansowanego komponentu płyty paliwowej U-AL w kodzie RELAP/SCDAPSIM dla analizy podstaw modelowania i ciężkich awarii
Promotor
Nikołaj Uzunow (WMEiL/ITC) Nikołaj Uzunow Instytut Techniki Cieplnej (WMEiL/ITC)Wydział Mechaniczny Energetyki i Lotnictwa (WMEiL)
Jednostka dyplomująca
Wydział Mechaniczny Energetyki i Lotnictwa (WMEiL)
Jednostka prowadząca
Instytut Techniki Cieplnej (WMEiL/ITC)
Kierunek / specjalność studiów
, Energetyka (Power Engineering)
Język
(pl) polski
Status pracy
Obroniona
Data obrony
15-02-2016
Data (rok) wydania
2016
Paginacja
51
Identyfikator wewnętrzny
MEL; PD-3493
Recenzenci
Janusz Lewandowski (WMEiL/ITC) Janusz Lewandowski Instytut Techniki Cieplnej (WMEiL/ITC)Wydział Mechaniczny Energetyki i Lotnictwa (WMEiL) Nikołaj Uzunow (WMEiL/ITC) Nikołaj Uzunow Instytut Techniki Cieplnej (WMEiL/ITC)Wydział Mechaniczny Energetyki i Lotnictwa (WMEiL)
Słowa kluczowe w języku polskim
RELAP/SCDAPSIM, energetyka jądrowa, reaktory badawcze, modelowanie cieplno-przepływowe, ciężkie awarii, element paliwowy, paliwo ze stopu U-Al.
Słowa kluczowe w języku angielskim
RELAP/SCDAPSIM, nuclear engineering, research reactors, thermal hydraulics modeling, severe accidents, fuel plate, U-Al alloy fuel.
Streszczenie w języku polskim
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).
Plik pracy
  • Plik: 1
    Siarhei Shumski Thesis.pdf
Poproś o plik WCAG
Pola lokalne
Identyfikator pracy APD: 9309

Jednolity identyfikator zasobu
https://repo.pw.edu.pl/info/bachelor/WUTb2813d42356c4846bd76e71cd75871c3/
URN
urn:pw-repo:WUTb2813d42356c4846bd76e71cd75871c3

Potwierdzenie
Czy jesteś pewien?
Zgłoszenie uwag dotyczących tej strony