Knowledge base: Warsaw University of Technology

Settings and your account

Back

Investigation on nuclear operation of the EPR reactor

Eleonora Grodzicka

Abstract

The aim of the nuclear operation changes analysis of the EPR reactor is to present the most important neutronic parameters of the reactor core during its operation with full power for one fuel cycle. Because of the fact that Poland is now introducing the nuclear programme, a very important issue is the reactor type selection. One of the available options is the pressurized water reactor produced by AREVA, the decision of technology selection will be made by the PGE - Polska Grupa Energetyczna. In this work the EPR design is analyzed, a description of the reactor core is included, its geometry, isotopic concentration of the fuel and materials of the construction. The reactor core fuel loading is described, as well as the reactivity control. A comparison between typical PWR and EPR reactor core is given with description of the unique features of the pressured reactor core. In other part of the thesis the equations used in the calculation tools are given with description of the methods used for the neutronic core calculations. The transport equation is presented, which is used in the deterministic methods for example for the DRAGON Version4 code. Furthermore, stochastic methods are described, that are used in nuclear applications, especially Monte Carlo method present in the Serpent code. In the most important part of the work the results from the simulations are presented. Characteristic parameters for the core like e�ective multiplication factor keff , isotopic concentration of the fuel during burnup and reactivity temperature coe�cient for the EPR core, are given and discussed. The results are con�rming the justi�cation of th use of burnable poisons in the fuel (Gadolinium Gd). The results also are showing the fact, that light water reactors have very safe reactivity coe�cients like: moderator and fuel temperature coe�cients. The changes in the isotopic concentration in the fuel od the EPR are typical for the pressurized reactors. During burnup isotopes are created in the same manner as for other reactors that are using UO2 fuel and light water moderator
Record ID
WUTae58c395474a4c7c9a8c67fba934cfc3
Diploma type
Master of Science
Author
Eleonora Grodzicka (FPAE/IHE) Eleonora Grodzicka,, The Institute of Heat Engineering (FPAE/IHE)Faculty of Power and Aeronautical Engineering (FPAE)
Title in Polish
Badanie jądrowych parametrów eksploatacyjnych reaktora EPR
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
12-10-2012
Issue date (year)
2012
Pages
75
Internal identifier
MEL; PD-2017
Reviewers
Konrad Świrski (FPAE/IHE) Konrad Świrski,, 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
reaktory jądrowe, symulacja numeryczna
Keywords in English
Nuclear reactors, numerical simulations
Abstract in Polish
Przedstawiona praca zawierająca analizę eksploatacji reaktora EPR ma na celu przedstawienie najważniejszych parametrów neutronowych rdzenia podczas jego pracy z pełną mocą przez okres około jednego cyklu paliwowego. W najbliższym czasie przed Polską stoi zadanie wyboru typu oraz technologii reaktora. Jedną z propozycji jest analizowany w pracy reaktor wodno-ciśnieniowy, którego zakup technologii będzie rozważony przez Polską Grupę Energetyczną - PGE. W pracy przeanalizowana jest budowa reaktora EPR, przedstawiony jest opis rdzenia reaktora jego geometria, skład paliwa oraz materiałów konstrukcyjnych. Opisany jest załadunek reaktora paliwem, sposoby kontroli reaktywności oraz dodatkowe cechy związane z projektem rdzenia EPR w odniesieniu do typowych reaktorów wodnociśnieniowych. W pracy przedstawione są równania wykorzystane w narzędziach obliczeniowych i objaśnienie metod stosowanych do obliczeń neutronowych rdzenia. Rozwinięte jest równanie transportu neutronów rozwiązywane w metodach deterministycznych - kod DRAGON Version4. Ponadto w pracy opisano działanie metod stochastycznych, używanych do aplikacji jądrowych, w szczególno±ci metoda Monte Carlo, u»yta w kodzie Serpent. W najwa»niejszej części pracy przedstawiono wyniki uzyskane przy użyciu wyżej wymienionych kodów w postaci zmian parametrów charakterystycznych, takich jak współczynnik mnożenia neutronów keff , skład izotopowy paliwa w zależności od wypalenia oraz współczynniki reaktywno±ciowe kaset i rdzenia EPR. Wyniki potwierdzają zarówno celowość zastosowania wypalających się trucizn w paliwie (gadolinu Gd), jak i opinii o reaktorach LWR jako najbardziej bezpiecznych pod względem temperaturowych współczynników reaktywnościowych. Zmiany składu izotopowego w wyniku wypalenia paliwa nie odbiegają od typowych dla reaktorów PWR. Charakterystyka powstawania izotopów w trakcie wypalenia jest typowa w porównaniu do innych reaktorów opierających się o paliwo tlenkowe - UO2 oraz moderator - lekką wodą.
File
  • File: 1
    E.Grodzicka, praca magisterska.pdf
Request a WCAG compliant version

Uniform Resource Identifier
https://repo.pw.edu.pl/info/master/WUTae58c395474a4c7c9a8c67fba934cfc3/
URN
urn:pw-repo:WUTae58c395474a4c7c9a8c67fba934cfc3

Confirmation
Are you sure?
Report incorrect data on this page