velikost textu

Material effect in nuclear Fuel - Coolant interaction: Structural characterization of the steam explosion debris and solidification mechanism

Upozornění: Informace získané z popisných dat či souborů uložených v Repozitáři závěrečných prací nemohou být použity k výdělečným účelům nebo vydávány za studijní, vědeckou nebo jinou tvůrčí činnost jiné osoby než autora.
Název:
Material effect in nuclear Fuel - Coolant interaction: Structural characterization of the steam explosion debris and solidification mechanism
Název v češtině:
Materiálový efekt při interakcích jaderné palivo - chladící médium: Strukturní analýza úlomků parní exploze a mechanismus solidifikace
Typ:
Disertační práce
Autor:
RNDr. Václav Tyrpekl, Ph.D.
Školitel:
RNDr. Daniel Nižňanský, Dr.
Oponenti:
Ing. Vlastimil Matějec, CSc.
Gérard Cognet, Dr., Ph.D., Dr.
Id práce:
84787
Fakulta:
Přírodovědecká fakulta (PřF)
Pracoviště:
Katedra anorganické chemie (31-240)
Program studia:
Anorganická chemie (P1401)
Obor studia:
-
Přidělovaný titul:
Ph.D.
Datum obhajoby:
26. 6. 2012
Výsledek obhajoby:
Prospěl/a
Jazyk práce:
Angličtina
Klíčová slova:
Interakce paliva a chladícího média, parní exploze, materiálový efekt
Klíčová slova v angličtině:
Fuel-coolant interaction, steam explosion, material effect
Abstrakt:
A bstrakt disertační práce Předkládaná disertační práce byla vypracována v rámci doktorátu „pod dvojím vedení“ mezi Univerzitou Karlovou v Praze a Univerzitou ve Štrasburku (Francie). Práce využívala také zázemí Ústavu Anorganické Chemie AVČR, v.v.i a Francouzské komise pro jadernou energetiku (CEA Cadarache, Francie). Výsledky práce přispívají do projektu OECD/NEA Serena 2, zaměřeného na řešení problému parního výbuchu v jaderných aplikacích. Práce tematicky zapadá do oblasti jaderné bezpečnosti a vědy o materiálech. Hlavním zaměřením je tzv. „interakce roztaveného jaderného paliva s chladivem, která patří mezi současné vědní problémy těžkých havárií jaderných reaktorů. V případě těžké nehody jaderného reaktoru s roztavením vsádky může tavenina reagovat s chladivem (lehkou vodou), generovat velké tlakové rázy a ohrozit tím integritu jaderné nádoby nebo kontejmentu. Tato interakce může nastat uvnitř reaktorové nádoby nebo v případě jejího porušení v reaktorové šachtě. Tyto dva scénáře se lišší ve vstupních podmínkách (teplota, tlak) a mohou tedy vyvolat jiné následky. Interakce taveniny s vodou může dospět do stavu tzv. „termální detonace“ nazývané také parní exploze. Současné experimenty ukázaly, že složení taveniny má významný vliv na výskyt a intenzitu takovéto exploze. Obzvláště velký rozdíl byl zaznamenám v chování taveniny oxidu hlinitého, neradiokatvního materiálu simulující roztavený reaktor, a prototypických směsí (80 hm.% UO2 a 20 hm.% ZrO2). Tyto výsledky odstartovaly velký zájem o strukturní a chemickou charakterizaci různých materiálu, které prošly parní explozí. Tyto analýzy napomáhají k lepšímu porozumění mechanismů při tak extrémně rychlých fyzikálně-chemických procesech. Disertační práce je rozdělena do devíti kapitol. Kaptiola 1 poskytuje obecný úvod do problematiky těžkých havárií. Nejzávažnější nehody jaderných elektráren (Three Miles Island 1979, Černobyl 1986 a Fukushima 2011) jsou stručně popsány. Kapitola 2 sumarizuje teoretické aspekty interakce jaderného paliva a chladiva. Je rozdělena tematicky do čtyř částí podle fenomenologického průběhu interakce: i) Promíšení horké taveniny s vodou a vytvoření plynného filmu na povrchu kapek taveniny ii) Iniciace - Porušení stability parního filmu a iniciace fragmentace taveniny do jemných částic iii) Propagace jemné fragmentace celým objemem směsi iv) Expanze - Předání termální energie taveniny do mechanické práce páry – exploze Kapitola 3 podává souhrn a výsledky hlavních experimentálních programů zaměřených na parní exploze. Kapitola 4 obsahuje výsledky termodynamických výpočtů simulujících chemické reakce mezi taveninou a párou za vysokých teplot. Druhá část této kapitoly ukazuje tvorbu a výsledky 1D modelu radiačního modelu přenosu tepla mezi taveninou/párou/vodou. Kapitola 5 popisuje výsledky analýz (mikroskopie, krystalografie, termografie, apod.) neradioaktivních vzorků pocházejících z experimentálních zařízení v KTH Stockholm, Švédsko a FZK, Karlsruhe, Německo. Kapitoly 6 až 8 podávají výsledky analýz prototypických radioaktivních vzorků pocházejících z experimentálního zařízení v Cadarache, Francie. Vzorky ze tří testů parních výbuchů byly podrobeny chemickým a metalografickým analýzám. Experimenty byly provedeny s taveninami o složení: 1) 70 hm. % UO2, 30 hm. % ZrO2; 2) 80 hm. % UO2, 20 hm. % ZrO2; 3) 80,1 hm. % UO2, 11,4 hm. % ZrO2 a 8,5 hm.% kovového Zr. Poslední kapitola 9 shrnuje hlavní výsledky a vymezuje nové perspektivní oblasti zájmu.  
Abstract v angličtině:
Thesis A bstract This thesis has been performed under co-tutelle supervision between Charles University in Prague (Czech Republic) and Strasbourg University (France). It also profited from the background and cooperation of Institute of Inorganic Chemistry Academy of Science of the Czech Republic and French Commission for Atomic and Alternative energies (CEA Cadarache, France). Results of the work contribute to the OECD/NEA project Serena 2 (Program on Steam Explosion Resolution for Nuclear Applications). Presented thesis can be classed in the scientific field of nuclear safety and material science. It is aimed on the so-called “molten nuclear Fuel – Coolant Interaction” (FCI) that belongs among the recent issues of the nuclear reactor severe accident R&D. During the nuclear reactor melt down accident the melted reactor load can interact with the coolant (light water). This interaction can be located inside the vessel or outside in the case of vessel break-up. These two scenarios are commonly called in- and ex-vessel FCI and they differ in the conditions such as initial pressure of the system, water sub-cooling etc. The Molten fuel – coolant interaction can progress into thermal detonation called also “steam explosion” that can challenge the reactor or containment integrity. Recent experiments have shown that the melt composition has a major effect on the occurrence and yield of such explosion. In particular, different behaviors have been observed between simulant material (alumina), which has important explosion efficiency, and some prototypic corium compositions (80 w. % UO2, 20% w. % ZrO2). This “material effect” has launched a new interest in the post-test analyses of FCI debris in order to estimate the processes occurring during these extremely rapid phenomena. The thesis is organized in nine chapters. The chapter 1 gives the general introduction and context of the nuclear reactor severe accident. Major nuclear accidents (Three Miles Island 1979, Chernobyl 1986 and Fukushima 2011) are briefly described. The chapter 2 summarizes the theoretical aspects of the fuel – coolant interaction. It is divided in four thematic fields according to the FCI progression in four stages: i) Premixing – hot melt is poured in water and fragmented in coarse droplets surrounded by steam film ii) Triggering – steam film around melt droplets is destabilized allowing fine fragmentation iii) Propagation – the fine fragmentation propagate through the premixture increasing the melt – water interface area, which leads to large steam production iv) Expansion (explosion) – Thermal energy transferred from the melt to water is changed into mechanical work of the steam The chapter 3 summarizes the research conducted in recent experimental facilities using non-radioactive simulant or radioactive prototypic materials The chapter 4 shows the results of thermodynamic calculations, by which the possible chemical reactions between melts and water/steam at high temperatures were modeled. Second part presents the results of 1D calculations of radiation heat transfer from FCI materials to water/steam. The chapter 5 describes the material analyses of non-radioactive simulant debris coming from MISTEE (KTH, Sweden) and PREMIX, ECO (FZK, Germany) experimental research programs. The chapters 6 to 8 describe the material analyses of radioactive prototypic debris coming from KROTOS research program (CEA, France). The KROTOS KS2 test used melt composition: 1) 70 w. % UO2 and 30 w. % ZrO2; 2) 80 w. % UO2 and 20 w. % ZrO2; 3) sub-oxidized melt 80.1 w. % UO2, 11.4 w. % ZrO2 and 8.5 w. % metallic Zr. The chapter 9 concludes the work and presents future perspectives.
Dokumenty
Stáhnout Dokument Autor Typ Velikost
Stáhnout Text práce RNDr. Václav Tyrpekl, Ph.D. 29.8 MB
Stáhnout Abstrakt v českém jazyce RNDr. Václav Tyrpekl, Ph.D. 82 kB
Stáhnout Abstrakt anglicky RNDr. Václav Tyrpekl, Ph.D. 57 kB
Stáhnout Autoreferát / teze disertační práce RNDr. Václav Tyrpekl, Ph.D. 74 kB
Stáhnout Posudek oponenta Ing. Vlastimil Matějec, CSc. 1.56 MB
Stáhnout Posudek oponenta Gérard Cognet, Dr., Ph.D., Dr. 1.53 MB
Stáhnout Záznam o průběhu obhajoby 939 kB