Simuliranje zaustavitve reaktorja tlačnovodne jedrske elektrarne

BRAŠANAC, JURE (avtor), Čepin, Marko (mentor)

Vsaka jedrska elektrarna ima izveden sistem za hitro zaustavitev reaktorja – pogonski sistem z regulacijskimi palicami. V zaključnem delu sem se osredotočil na zaustavitev reaktorja tlačnovodne jedrske elektrarne z dvema zankama, brez uporabe regulacijskih palic, kar poznamo tudi kot pričakovan prehodni pojav brez hitre zaustavitve reaktorja. V začetnih poglavjih so razložene osnove delovanja tlačnovodnega jedrskega reaktorja z dvema zankama. Sledijo fizikalne osnove jedrske cepitve, vloga moderatorja, razlaga reaktivnosti, pojav moči zaradi zaostale toplote in njen izračun. Razložena je pomembnost koeficientov reaktivnosti v povezavi s samoregulacijo reaktorja, ki je zelo pomembna iz varnostnega stališča. Sledi poglavje o varnosti v jedrski elektrarni in o projektnih nesrečah povezanih s pričakovanim prehodnim pojavom brez hitre zaustavitve reaktorja. V svojem poglavju sem opisal delovanje in uporabo simulatorja PCTran. V poenostavljenem simulatorju jedrske elektrarne PCTran sem napravil simulacijo zaustavitve reaktorja s pomočjo vbrizgavanja borove kisline v primarno hladilo. Reaktor uspešno zaustavimo po približno 580 s od pričetka zaustavitve, po zaustavitvi je vedno prisotna moč zaradi zaostale toplote, katere simulator ne prikazuje. Izračun moči zaradi zaostale toplote sem naredil s pomočjo Patterson-Shlitz formule v programskem orodju Matlab in dobil bolj pravilen časovni potek reaktorske moči, ki ima všteto tudi moč zaradi zaostale toplote. Ostale parametre je simulator prikazal teoretično pričakovano. Z analiziranjem časovnih potekov različnih parametrov tekom zaustavitve sem ugotovil, da elektrarna po prehodnem pojavu brez hitre zaustavitve reaktorja preide v varno stanje.

• Jezik: Slovenski jezik
• Ključne besede: pričakovan prehodni pojav brez hitre zaustavitve reaktorja, zaustavitev reaktorja z borovo kislino, simulator, regulacija reaktorske moči, reaktivnost, koeficienti reaktivnosti
• Vrsta gradiva: Magistrsko delo/naloga
• Organizacija: FE - Fakulteta za elektrotehniko
• Leto izida: 2019
• PID: 20.500.12556/RUL-108143
• Datum objave v RUL: 19.06.2019

Sekundarni jezik

• Jezik: Angleški jezik
• Naslov: Simulation of shutdown of nuclear power plant with pressurized water reactor

Izvleček

Every nuclear power plant has a control rod cluster for reactor scram upon command. I focused on a reactor shutdown without usage of the control rods in a two-loop pressurized water reactor power plant. This scenario is called an anticipated transient without scram. In the beginning of this task I explain the basics of a two-loop pressurized water reactor power plant. I explain the basics of nuclear fission, the role of the moderator, reactivity, residual heat. Then, I explain the importance of reactivity coefficients, because they play a great role in self-regulation of the reactor. There is also a chapter about the safety in nuclear power plants and about the design basis accidents connected with anticipated transient without scram. I also included a chapter about the PCTran simulator, where I explain how it works and how to use it. I made a simulation of a reactor shutdown, which is achieved with boric acid injection to the primary system. Simulation was executed in a simplified nuclear power plant simulator PCTran. Reactor was successfully shut down 580 s after beginning of injection additional boron to the primary system. After shutdown there is always residual heat present, which the simulator failed to present. I calculated residual heat generation using Patterson-Schlitz formula in Matlab and then added this calculation up with the reactor power to get better and anticipated results. Analyzing transients of different parameters I concluded that the power plant achieves safe state after the anticipated transient without scram.

• Ključne besede: anticipated transient without scram, reactor shutdown with boric acid, reactor power regulation, reactivity, reactivity coefficients