Technische Universiteit Delft
Kernreactor
28 maart 2006 door M&C
Promotie van hr. M. Furuya: "Experimental and analytical modeling of
natural circulation and forced circulation BWRS"
24 april 2006 | 13:00 uur
plaats: Aula TU Delft
hr. M. Furuya | master of Engineering, Tokyo Inst. of Techn. Japan
Promotor | Prof.dr.ir. T.H.J.J. van der Hagen (fac TNW)
Experimental and analytical modeling of natural circulation and forced
circulation BWRS.
Op dit moment zijn wereldwijd 434 kerncentrales operationeel. 21% van
deze centrales zijn zogenaamde Kokend Water Reactoren (KWR). Deze
KWR's beschikken over pompen die het water langs de kern leiden. In
een nieuw type KWR zal het water echter door middel van natuurlijke
circulatie rondgepompt worden. Deze pompen zijn dan niet meer nodig,
hetgeen een eenvoudiger ontwerp, en dus een veiliger systeem oplevert.
Een mogelijk nadeel van dergelijke natuurlijke circulatie reactoren is
dat het systeem instabieler kan worden. Hierbij kan het onderscheid
gemaakt worden tussen een situatie waarbij het afgestane vermogen
constant is (thermo-hydraulische stabiliteit) en waarbij er koppeling
plaatsvindt tussen de hoeveelheid damp in de kern en opgewekte
vermogen.
In dit onderzoek is de thermo-hydraulische stabiliteit onderzocht van
een ESBWR (een prototype van een KWR met natuurlijke circulatie).
Hierbij is gebruik gemaakt van een geschaalde versie van de ESBWR (de
SIRIUS-N opstelling). Deze opstelling is zodanig geschaald dat de
thermo-hydraulica zich hetzelfde gedraagt als in de ESBWR. Uit deze
experimenten is gebleken dat er twee mechanismen zijn die
verschillende oscillatieperiodes opleveren. Het ene mechanisme treedt
op bij lage werkdruk, het andere mechanisme juist bij hoge druk. Bij
lage druk werden de oscillaties opgewekt door flashing (0.1-0.5 MPa);
bij hoge druk was sprake van Type-I oscillaties omdat de dampfracties
bij de inlaat en uitlaat van de schoorsteen uit-fase zijn en de
oscillaties optreden bij lage kwaliteit.
Om de koppeling tussen het opgewekte vermogen in de kern en de
thermo-hydraulica te bewerkstelligen, werd de dampfractie in de kern
gemeten en gebruikt voor de real-time simulatie van de
neutronentransport in de reactorkern (modale punt-kinetica). Dit
systeem werd zowel voor een reactor met (ESBWR) als zonder natuurlijke
circulatie (ABWR) uitgevoerd. Uit deze experimenten bleek dat beide
reactoren een grote marge vertonen tot de stabiliteitsgrens.
Voor verder lezen:
- A study on the use of steam driven injectors in BWR's by J.W.F.
Althoff, 1997
- Proceedings: second Seminar on Countermeasures for Pipe Cracking in
BWRs. Vol. 1. Problem resolution by J.C. Danko, 1984
- Proceedings: second Seminar on Countermeasures for Pipe Cracking in
BWRs. Vol. 2. Remedy development by J.C. Danko, 1984
- Proceedings: second Seminar on Countermeasures for Pipe Cracking in
BWRs. Vol. 3. Remedy application by J.C. Danko, 1984