A BME központi honlapja sütiket (cookies) alkalmaz. A webhely használatával Ön beleegyezik a sütik alkalmazásába.

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

Kiserleti fuzios reaktor tricium
Kísérleti fúziós reaktor (ITER) trícium szaporító kazettájának hőmérséklet-eloszlása

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.

Sebessegeloszlas kiserleti gazhutesu
Sebességeloszlás kísérleti gázhűtésű gyorsreaktor (ALLEGRO) üzemanyag-kazettájában

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.

VVER 440 uzemanyag kazetta
VVER-440 üzemanyag-kazetta fej részében kialakuló hőmérséklet-eloszlás
Homerseklet eloszlas az SCWR FQT
Hőmérséklet-eloszlás az SCWR-FQT kísérleti üzemanyag-kazettában

Biztonsági elemzések az APROS rendszerkóddal

A PMK2 kiserleti berendezes termohidraulikai modellje
A PMK2 kísérleti berendezés termohidraulikai modellje

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

PIV meres elvi osszealitasa
PIV mérés elvi összeállítása [forrás: M. Raffel et al: Particle Image Velocimetry - A practical guide, Springer, Berlin, Germany, 2007]

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.

PIV meresi elrendezes
PIV mérési elrendezés (A zöld lézer fénye megvilágítja a vizsgált kísérleti modellt. Jobb oldalon a képrögzítő kamera)

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

Soolvadekos reaktorkoncepcio 1
Sóolvadékos reaktorkoncepció (MSFR – Molten Salt Fast Reactor) kísérleti vizsgálata

 

A BME oktatoreaktor futoelempalcaja 1 A BME oktatoreaktor futoelempalcaja 3
A BME Oktatóreaktor fűtőelempálcája körüli áramlás vizsgálata – elektromosan fűtött pálcamodell, PIV/LIF mérés