A termohidraulika atomreaktorokban és az azokhoz kapcsolódó rendszerekben lejátszódó hő- és áramlástani folyamatok vizsgálatával foglalkozik. Az NTI-ben működő termohidraulika csoport többek között atomreaktorok és atomerőművek biztonsági elemzésével, üzemi és üzemzavari folyamatok számítógépes szimulációjával foglalkozik. Intenzív kutatások zajlanak a CFD (Computational Fluid Dynamics) technika nukleáris energetikai alkalmazása terén. A rendelkezésünkre álló mérési, kísérleti hátteret felhasználjuk az alkalmazott numerikus módszerek ellenőrzésére, validálására. Az intézetben dolgozó reaktorfizikusokkal együttműködve oktatási célú atomerőművi szimulációs programok fejlesztése is zajlik.

CFD alkalmazása a nukleáris energetikai kutatásokban

A CFD áramlási és azzal kapcsoltan lejátszódó folyamatok (pl. hőtranszport) numerikus számításával foglalkozó tudományág. A nukleáris energetikában elsősorban atomerőművi üzemanyag-kazettákban, reaktortartályokban, különböző csővezetékekben és fúziós berendezésekben kialakuló háromdimenziós termohidraulikai folyamatok vizsgálatára alkalmazható az eljárás.

Segítségével részletesen megismerhetjük a berendezésekben kialakuló áramképet, nyomás- és hőmérséklet- eloszlást. Az eredmények alapján megérthetjük a berendezésekben kialakuló különböző termohidraulikai folyamatokat, illetve a szimulációk segítséget nyújthatnak a tervezéshez és a nukleáris rendszerek biztonságos üzemeltetéséhez.

Az NTI az ANSYS CFX és az OpenFOAM kódokat alkalmazza különböző fissziós és fúziós reaktorok berendezéseiben kialakuló termohidraulikai folyamatok vizsgálatára. A kapcsolódó kutatási munkákban hallgatók is részt tudnak venni.

Biztonsági elemzések az APROS rendszerkóddal

Az NTI 2000 óta használja az APROS (Advanced PROcess Simulator) rendszerkódot az oktatásban és a kutatásban. A finn Fortum vállalat és VTT kutatóintézet által közösen fejlesztett APROS kétfázisú, kapcsolt hőtechnikai-áramlástani-reaktorfizikai számításokra alkalmas egydimenziós közelítésben. Az atomerőművi üzemzavarok (pl. hűtőközeg-vesztés) elemzéséhez kifejlesztett eszközt a hallgatók laboratóriumi gyakorlatok során ismerik meg. A téma iránt érdeklődők TDK, BSc és MSc kutatómunkaként oldanak meg modellezési feladatokat az APROS-szal.

A választható témák köre széles: kísérleti berendezéseken végzett mérések szimulációja, erőművi üzemzavarok vizsgálata, a kódhoz kapcsolható, saját matematikai-fizikai modellek fejlesztése Fortran, C vagy SCL nyelvben. Több hazai intézet is rendelkezik APROS licenccel, a velük közösen végzett kutatás-fejlesztési munkában hallgatóként is részt lehet venni.

PIV mérések a nukleáris kutatásokban

PIV mérések elve

A Particle Image Velocimetry (PIV, részecske-képen alapuló sebesség meghatározás) egyre népszerűbb, korszerű méréstechnikai módszer. A PIV mérés elve azon alapul, hogy az áramló folyadék sebessége a közeghez adagolt, azzal együtt áramló kisméretű részecskék sebességéből meghatározható. Ehhez a folyadékéval körülbelül megegyező sűrűségű nyomjelző részecskékre van szükség. A gyakorlatban víz munkaközeg esetén néhány mikron átmérőjű poliamid/polisztirol szemcséket alkalmaznak.

A nyomjelző szemcsék sebességének meghatározása lézeres sebességméréssel történik. A mérés során egy nagyteljesítményű fényforrással (impulzuslézerrel) rövid időre megvilágítjuk a vizsgált térrészt, és digitális kamerával rögzítjük a nyomjelző részecskéken szóródott fényt – gyakorlatilag lefényképezzük a szemcsék eloszlását; a lézert mint nagyintenzitású fényforrást egy fényképezőgép vakujához hasonlóan alkalmazzuk. Amennyiben két, egymást követő lézer-felvillanás segítségével képpárt rögzítünk, statisztikai módszerrel meghatározható az egyes szemcsék pozíciója és elmozdulása a két kép rögzítése között eltelt idő alatt, így a megvilágított terület pillanatnyi sebességmezője meghatározható.

A mérés elvi elrendezése a fenti ábrán látható. Nagy sebességű impulzus lézerként leggyakrabban két lézerfejből álló (duál) lézert alkalmazunk, így igen kicsire csökkenthető a két felvillanás közötti idő. (A felvillantások párban történnek, a két lézer közül az egyik mindig az első, a másik a második villantást végzi.) A két lézer fénysugarát optikai eszközök (tükrök, polarizátor, lencsék, prizmák, nyalábvezető kar) formálják egy nyalábba, majd irányítják a vizsgált térrészbe. A nyalábot hengeres lencse segítségével fénysíkká transzformáljuk, így egy síkot világíthatunk meg. A megvilágított áramlási síkot a síkra merőlegesen elhelyezett digitális kamerával rögzítjük a felvillanások pillanatában.

A mérési eljárással alapvető jelenségek vizsgálhatók egyszerű, vagy akár komplex geometriában, és a mérési eredmények numerikus szimulációs modellek validálására is felhasználhatók.

PIV mérések az oktatásban, kutatásban

A PIROUETTE rendszer

A Magyarországon létesülő VVER-1200 típusú atomreaktorok biztonságos és gazdaságos működtetése szempontjából kiemelkedő fontosságú az üzemanyag kazettákban lezajló áramlástani folyamtok minél pontosabb megértése. A BME NTI-ben lévő PIV mérőrendszerhez sikeresen kiépítettünk egy olyan tesztcsatornát, mellyel különböző atomerőművi üzemanyag kazettákat reprezentáló pálcakötegek vizsgálhatók. A tesztrendszer a PIROUETTE (PIv ROd bUndlE Test faciliTy at bmE) nevet kapta.

A rendszerrel elérhető Reynolds szám ~300-18 000 tartományban állítható, ezért turbulens és lamináris áramlási körülmények is vizsgálhatók. A rendszer központi eleme egy 1 méter hosszú 7 pálcás pálcaköteg 4 darab távtartóráccsal. A távtartórácsok nagy pontosságú 3D nyomattatással készültek, hogy a lehető leghűbben utánozzák a tényleges távtartó geometriát. A tesztcsatorna térfogatáramát ultrahangos vagy turbinás térfogatárammérők segítségével lehet pontosan szabályozni. A víz hőmérséklete egy különálló hőcserélő szabályozókörrel van kontrollálva (30°C). Fő szerkezeti anyagok: víztiszta PMMA üveg és víztiszta FEP csövek. A FEP műanyag törésmutatója közel azonos a vízéhez, így a mérések által feltérképezett pálcakötegen belüli sebességtér mentes a hengeres pálcák optikai torzításától (MIR- Matched Index of Refraction módszertan). Az üzemanyag pálcakötegen belüli 2D-sebesség vektormezők kiértékelésére képes a rendszer. A cél nem a pontos kazetta geometria utánzása, hanem a CFD kódok és modellek validálása.

CFD szimulációk validálásához általában a PIV mérési eredmények 2D vektormezőit vetjük össze a CFD számítások eredményeivel lettek. Ebben a bemutatot esetben a felvétel síkja elmetszi a középső pálcát, és megmutatja az „összeakadást gátló fülek” által létrehozott visszaáramlási zónát. A jobboldali szubcsatornában megfigyelhető csóva a távtartórács mintázat és a fülek szűkítő hatásának együttes eredménye. A 2D-s vektormezők hasonló áramlási jelleget mutatnak, mind a CFD számítások mind a PIV mérések esetében. A harmadik távtartórács utáni 10 mm távolságban felvett monitorvonalmenti axiális sebesség eloszlás látható az alsó grafikonon. Az „összeakadást gátló fülek” által kiváltott visszaáramlás a grafikonon a csatornafalmenti negatív axiális sebességértékekben figyelhető meg. A mérés és a szimuláció eredményei szinte teljesen megegyeznek, az adatsorok hibahatáron belül azonosak. Ez azt jelenti, hogy a CFD szimulációk kellő biztonsággal képesek leírni a valós fizikai folyamatokat, tehát validáltak. Az ilyen jellegű validációs mérések szükségesek ahhoz, hogy kellőképpen megbízzunk a szimulációs eredményekben, hiszen a CFD szoftveres vizsgálatok alapozzák meg a nukleáris biztonsági elemzéseket.

A legújabb, TOWER (Transparent mOdel for Water-cooled Experimental Reactors) nevezetű modell az Oktatóreaktor egyetlen kazettáját és az azt körülvevő vízteret képezi le. Az Oktatóreaktorban a legtöbb üzemállapot esetén a hűtést természetes cirkuláció biztosítja. Az üzemanyagpálcák hőtermelése következtében a közelükben található víz felmelegszik, majd a sűrűségkülönbség miatt kialakul egy felfelé áramlás. Az így felszálló hűtőközeg helyére alulról ismét hidegebb közeg kerül, míg a melegebb víz a reaktor medencéjének fala mellett lehűl, lefelé áramlik, majd visszakerül a zóna alá. Ez a folyamat egy folytonos cirkulációt eredményez, mely képes ellátni az aktív zóna hűtését. A TOWER ezt az áramlást igyekszik minél pontosabban visszaadni, valós kazetta méretek mellett. A berendezés célja, hogy megismerjük a kazettából kilépő víz áramlási sebességét, valamint az eredményeket össze tudjuk vetni CFD számításokkal.

A hőteljesítményt elektromosan fűtött patronok szolgáltatják, melyek egy-egy alumínium csőben helyezkednek el. A teljesítményük változtatható 0-500W között. 4x4-es rácsba rendezve őket egy teljes kazettát kapunk. Az üzemanyag kazetta geometriája megegyezik az Oktatóreaktorban találhatókkal. A valós viszonyoknak megfelelően a modell tartalmaz egy kazettafalat is. Ez egy vastagabb kialakítást kapott, ezzel modellezve a szomszédos kazetták jelenlétét a reaktorban. A felfelé áramló meleg víz a kéménynek elnevezett térrészben áramlik felfelé, majd a berendezés felső szekciójában lehűl és elindul lefelé a kémény és a külső fal közötti csatornában. A viszonylag kis víztér miatt a berendezés felső részében kialakulhat egy hődugó, mely képes teljesen megakadályozni a természetes cirkulációt. Emiatt hőcserélők lettek kialakítva ebben a régióban, melyek elősegítik a hűtőközeg lehűlését. Amennyiben az elvont hő közel azonos a bevitt hővel a kívánt cirkuláció tökéletesen megvalósul. A hűtés csapvíz segítségével valósul meg.