Kuulakekoreaktorin sähköntuotantokustannusten arviointi

Tässä työssä selvitettiin heliumjäähdytteisellä kuulakekoreaktorilla tuotetun sähkön hinnan muodostumista. Saatuja tuloksia vertailtiin hiilidioksidin erotuksen savukaasuista mahdollistavilla laitteilla varustettuihin hiili- ja maakaasuvoimalaitoksiin sekä kevytvesitekniikalla toteutettuun ydinvoimalaan. Työssä käytiin lyhyesti läpi kuulakekoreaktorin tekniikkaa ja mahdollisia sovelluskohteita, joissa voidaan käyttää hyväksi reaktorin jäähdytteen korkeaa lämpötilaa. Kuulakekoreaktorin kustannustietoja arvioitiin eri lähteissä esitettyjen lukujen perusteella. Ominaisinvestointikustannukseksi saatiin 1722 €/kWe. Sähköntuotannon polttoainekustannukseksi laskettiin 5,4 €/MWh ja käyttö- ja kunnossapito-kustannuksina käytettiin 7 €/MWh. Laitoksen sähköntuotantokustannusten laskenta suoritettiin annuiteettimenetelmällä käyttäen 5 % reaalikorkoa ja 40 vuoden taloudellista pitoaikaa sekä 90 % käyttökerrointa. Laskuissa käytettiin vuoden 2002 hintatasoa. Laskelmien perusteella kuulakekoreaktorin sähköntuotantokustannukseksi saatiin 25,1 €/MWh. Tämän todettiin olevan samalla tasolla kuin kevytvesireaktorilla tuotetun sähkön hinta. Hiilidioksidin erotuslaitteilla varustetun hiilivoimalaitoksen sähköntuotantokustannukseksi saatiin 44,0 €/MWh ja maakaasukombivoimalaitoksen 36,3 €/MWh.

Coolant Flow and Heat Transfer in Pebble-Bed Reactor Core

This thesis gathers knowledge about ongoing high-temperature reactor projects around the world. Methods for calculating coolant flow and heat transfer inside a pebble-bed reactor core are also developed. The thesis begins with the introduction of high-temperature reactors including the current state of the technology. Process heat applications that could use the heat from a high-temperature reactor are also introduced. A suitable reactor design with data available in literature is selected for the calculation part of the thesis. Commercial computational fluid dynamics software Fluent is used for the calculations. The pebble-bed is approximated as a packed-bed, which causes sink terms to the momentum equations of the gas flowing through it. A position dependent value is used for the packing fraction. Two different models are used to calculate heat transfer. First a local thermal equilibrium is assumed between the gas and solid phases and a single energy equation is used. In the second approach, separate energy equations are used for the phases. Information about steady state flow behavior, pressure loss, and temperature distribution in the core is obtained as results of the calculations. The effect of inlet mass flow rate to pressure loss is also investigated. Data found in literature and the results correspond each other quite well, considered the amount of simplifications in the calculations. The models developed in this thesis can be used to solve coolant flow and heat transfer in a pebble-bed reactor, although additional development and model validation is needed for better accuracy and reliability.

Kuulakekoreaktorin sydämen jäähdytevirtauksen CFD-mallinnus

Kandidaatintyössä luotiin CFD-malli mallintamaan jäähdytevirtausta kuulakekoreaktorin sydämessä käyttämällä Ansys Fluent -ohjelmaa. Mallin avulla tarkasteltiin virtauksen käyttäymistä ja painehäviötä ja saatuja tuloksia verrattiin aiempiin tutkimuksiin. Kandidaatin työssä on myös kerrottu mallintamisen etenemisestä ja laskentateoriaa.

Monte Carlo -reaktorifysiikkalaskennan ja laskennallisen virtausmekaniikan kytkentä kuulakekoreaktorissa

Monte Carlo -reaktorifysiikkakoodit nykyisin käytettävissä olevilla laskentatehoilla tarjoavat mielenkiintoisen tavan reaktorifysiikan ongelmien ratkaisuun. Neljännen sukupolven ydinreaktoreissa käytettävät uudet rakenteet ja materiaalit ovat haasteellisia nykyisiin reaktoreihin suunnitelluille laskentaohjelmille. Tässä työssä Monte Carlo -reaktorifysiikkakoodi ja CFD-koodi yhdistetään kytkettyyn laskentaan kuulakekoreaktorissa, joka on yksi korkealämpötilareaktorityyppi. Työssä käytetty lähestymistapa on uutta maailmankin mittapuussa ajateltuna.

HTR-PROTEUS-reaktorin mallintaminen

Maailmassa on tarve entistä turvallisemmille ja taloudellisemmille ydinreaktoreille. Neljännen sukupolven reaktorikonseptit ovat aiempia turvallisempia ja luotettavampia, niissä on tehokkaampi polttoaineresurssien käyttö ja ydinjätettä syntyy vähemmän. Lisäksi ne ovat taloudellisesti kilpailukykyisempiä ja niissä on erinomainen proliferaation vastustuskyky. Kuulakekoreaktorikonsepti on toinen korkealämpötilaisten kaasujäähdytteisten reaktoreiden (HTGR, High Temperature Reactor) päätyypeistä ja jäähdytteen lämpötilan noustessa reaktorissa riittävän korkealle, sitä voidaan pitää myös erittäin korkean lämpötilan reaktorina (VHTR, Very High Temperature Reactor), joka on neljännen sukupolven reaktorikonsepti. Tässä kandidaatintyössä käsitellään 90-luvulla Sveitsissä sijainnutta kuulakekoreaktori-tyyppistä koereaktoria HTR-PROTEUS (tai LEU-HTR-PROTEUS), jolla tutkittiin ennen kaikkea matalaväkevöidyn (LEU, Low Enriched Uranium) uraanipolttoaineen käyttöä kuulakekoreaktorissa. Lisäksi erityisenä mielenkiinnon kohteena oli veden joutuminen reaktoriin onnettomuustilanteessa. Työn tarkoituksena on mallintaa reaktorisysteemi ja laskea kasvutekijät viidelle eri reaktorikonfiguraatiolle. Reaktorin mallinnus ja laskenta suoritetaan Monte Carlo -menetelmää käyttävällä Serpent-laskentakoodilla. Saatuja tuloksia verrataan muissa lähteissä eri laskentakoodeilla esitettyihin tuloksiin.

Simulation of the Interaction Mean Free Path between Neutrons and TRISO Particles

The interaction mean free path between neutrons and TRISO particles is simulated using scripts written in MATLAB to solve the increasing error present with an increase in the packing factor in the reactor physics code Serpent. Their movement is tracked both in an unbounded and in a bounded space. Their track is calculated, depending on the program, linearly directly using the position vectors of the neutrons and the surface equations of all the fuel particles; by dividing the space in multiple subspaces, each of which contain a fraction of the total number of particles, and choosing the particles from those subspaces through which the neutron passes through; or by choosing the particles that lie within an infinite cylinder formed on the movement axis of the neutron. The estimate from the current analytical model, based on an exponential distribution, for the mean free path, utilized by Serpent, is used as a reference result. The results from the implicit model in Serpent imply a too long mean free path with high packing factors. The received results support this observation by producing, with a packing factor of 17 %, approximately 2.46 % shorter mean free path compared to the reference model. This is supported by the packing factor experienced by the neutron, the simulation of which resulted in a 17.29 % packing factor. It was also observed that the neutrons leaving from the surfaces of the fuel particles, in contrast to those starting inside the moderator, do not follow the exponential distribution. The current model, as it is, is thus not valid in the determination of the free path lengths of the neutrons.

Development of an HTR-10 model in the Serpent reactor physics code

The use of exact coordinates of pebbles and fuel particles of pebble bed reactor modelling becoming possible in Monte Carlo reactor physics calculations is an important development step. This allows exact modelling of pebble bed reactors with realistic pebble beds without the placing of pebbles in regular lattices. In this study the multiplication coefficient of the HTR-10 pebble bed reactor is calculated with the Serpent reactor physics code and, using this multiplication coefficient, the amount of pebbles required for the critical load of the reactor. The multiplication coefficient is calculated using pebble beds produced with the discrete element method and three different material libraries in order to compare the results. The received results are lower than those from measured at the experimental reactor and somewhat lower than those gained with other codes in earlier studies.