Härd och bränsle
Forskning kring kärnreaktorers bränsle och härd är avgörande för att förbättra säkerheten, prestandan och livslängden hos reaktorer. Inuti reaktorhärden är kärnbränslet i ständig förändring. Här råder extrema förhållanden med höga temperaturer, strålning och högt tryck.
Forskning kring kärnreaktorers bränsle och härd är avgörande för att förbättra säkerheten, prestandan och livslängden hos reaktorer. Inuti reaktorhärden är kärnbränslet i ständig förändring. Här råder extrema förhållanden med höga temperaturer, strålning och högt tryck.
För att säkerställa optimal prestanda under dessa förhållanden studeras bränslets termiska, mekaniska och kemiska egenskaper med hjälp av bränsleprestandakoder. I härddesign fokuseras på att optimera uppbyggnaden av härden och bränslehantering, med målet att förbättra både säkerhetsmarginaler och ekonomisk effektivitet. Forskning kring härdoptimering och bränsleprestandakoder är avgörande för att upprätthålla reaktorernas prestanda och uppfylla strikta driftkrav.
Bränslet, som vanligtvis består av kutsar av urandioxid eller en blandning av plutonium och urandioxid (MOX), är typiskt staplade i kapslingsrör, som i sin tur är ordnade i bränsleelement. Elementen placeras sedan noggrant i härden, där fissionsprocessen sker som är central för effektgenereringen.
I härden råder extrema förhållanden med starka strålningsfält, högt tryck och höga temperaturer. Utöver detta ändrar fissionsprocessen bränslets sammansättning där tunga ämnen konsumeras och nya bildas. Dessa fenomen skapar komplexa interaktioner och gör att bränslet genomgår förändringar i både geometri och sammansättning. Bränslet är normalt designat för att klara detta för en given design, reaktor och körsätt, men om dessa ändras kan utformningen behöva modifieras för att uppnå acceptabel prestanda. Detta gör att förståelse av härdens och bränslets beteende är absolut nödvändigt. Inte minst för nya system, såsom små modulära reaktorer. Detta kräver förmåga att kunna genomföra bränsleanalyser som spänner över ett brett spektrum av forskningsfält som berör termiska, mekaniska, nukleära och kemiska aspekter.
Förståelse för härd och bränsle är även viktigt inom härdoptimering eftersom att målsättning ofta är att till exempel tillse optimal placering av bränsleknippena, optimera utformning av strukturella komponenter, optimera hur olika material ska kombineras eller optimera hur omladdnings förfaranden ska gå till. I alla sådana typer av optimeringar är det viktigt att säkerhetsmarginalen bibehålls, samtidigt som reaktorns kostnadseffektivitet ständigt förbättras genom att reducera kostnader, förbrukning av uranresurs och generering av avfall.
Forskning inom härd och bränsle
CaNel - Kalibrering av bränsleprestandakoder
Projektet CaNel - Kalibrering av bränsleprestandakoder syftar till att hantera utmaningar relaterade till kalibrering av bränslekoder, som är avgörande för att utveckla tillförlitliga modeller för beräkning av det termomekaniska bränslebeteendet och för att säkerställa att säkerhetsmarginaler bibehålls under både normal drift och vissa transienter. Kalibrering, som innebär att empiriska parametrar och tillhörande osäkerheter justeras så att modellprediktioner överensstämmer med mätdata, ställs inför flera utmaningar som projektet strävar efter att bemästra. Dessa utmaningar inkluderar starkt sammankopplade modeller, begränsad tillgång till data, långa beräkningstider och modellbrister som uppkommer av att de system av modeller som används endast är approximationer av den underliggande fysiken. Tillförlitlig kalibrering under dessa förhållanden är avgörande för att kunna utvärdera säkerhetskriterier och förhindra bränsleskador. Det är också viktigt att ha pålitliga modeller för att driva reaktorn effektivt och optimera bränsleutnyttjandet, vilket bidrar till att minimera både kostnader och avfallsmängd.
En betydande del av projektet fokuserar på att hantera en specifik utmaning inom kalibrering, nämligen modellbrister. Modellbrister uppstår när modellen inte lyckas replikera den fysiska verkligheten korrekt och kan allvarligt påverka säkerhetsbedömningar om de inte beaktas på ett adekvat sätt. Därför har projektet utvecklat en metodik för att hantera modellbrister genom att lägga osäkerheter på grund av dessa på kalibreringsparametrar för efterföljande propagering. Den utvecklade metoden är baserad på Markov Chain Monte Carlo (MCMC) och använder Gaussiska processer som surrogatmodellering för ökad effektivitet. Dessutom utvecklas andra maskininlärningsbaserade surrogatmodelleringstekniker inom projektet för att hantera sekventiella data och förbättra kalibrering och osäkerhetskvantifiering, vilket gynnar relaterade projekt inom kärnteknikområdet.
Projektets tillämpningar fokuserar på att kalibrera modeller för oxidation av kapslingsrör, väteupptag och bränslets fissionsgasfrigörelse, eftersom dessa faktorer direkt påverkar bränslesäkerheten. Det använder både kommersiella data från Westinghouse och data från öppna källor.
Detta projekt är en del av WP6 – ”Avancerad bränsleprestandamodellering” inom det EU-stödda APIS-projektet med målet att leverera en ny kalibreringsmetodik till intressenterna.
APIS står för Accelerated Program for Implementation of secure VVER fuel Supply. Målet med APIS-programmet är att skapa en säker försörjning av kärnbränsle för ryskdesignade tryckvattenreaktorer (VVER) som är i drift i EU och Ukraina genom diversifiering av bränslekällor i full överensstämmelse med kärnsäkerhet. Projektet stärker Europas kapacitet för leverans av VVER-440-typ av kärnbränsle genom att tillhandahålla västerländska bränsledesigner och tillverkningskapacitet samt genom att skapa samarbete mellan deltagande länder i bränslelicensiering. Programmet medfinansieras av Europeiska unionen genom Horizon-programmet.
Kontakt
Härd och bränsledesign för optimering av små modulära lättvattenreaktorer
Under förra och början av detta sekel har en del olika reaktor designer föreslagits, studerats och konstruerats runt om i världen. Historiskt har dessa reaktortyper kunnat särskiljas genom sina olika typer av neutronspektrum, det vill säga neutronernas energi i reaktorn. Snabba reaktorer använder neutroner som karakteriseras av energinivåer nära de som erhålls direkt efter fission för att upprätthålla en kedjereaktion. I motsats använder termiska reaktorer neutroner som nedbromsats (modereras) av och är i jämvikt med det omgivande materialet. Vatten är ett av de bästa materialen för detta syfte och t även är ett perfekt kylmedium. Därför är majoriteten av dagens reaktorer termiska reaktorer av lättvattentyp och använder vatten som både moderator och kylmedium.
Under 70 och 80-talen ägnades stort fokus åt att designa större och större reaktorer, men på senare tid har små modulära reaktorer fått mer uppmärksamhet. En av anledningarna till det är att de potentiella säkerhets- och ekonomiska riskerna som kopplas till konstruktion, drift och framtida nedmontering kan minskas om reaktorn är mindre. Å andra sidan har en mindre reaktor typiskt en sämre neutronekonomi, då neutronläckage och absorption utanför härden ökar. Detta har en direkt negativ konsekvens på volymen av bränslet som produceras för ett givet energiuttag vilket gör att bränslekostnaderna ökar. Av det skälet är det extra viktigt att studera små modulära reaktorer noggrant så att deras effektivitet maximeras. Många aspekter måste studeras men några exempel är optimering av bränsledesign, bränslesammansättning, reflektorer, kontroll och avstängningssystem.
I detta projekt, som en del av kompetenscentret ANItA, strävar vi efter att förstå och tillämpa moderna optimeringstekniker för utformning av bränslesammansättning och laddningsmönster för två små modulära reaktorer (SMRer): AP300 från Westinghouse och BWRX-300 från General Electric Hitachi. Dessutom kommer omfattande studier att genomföras för att undersöka möjligheterna att driva AP300 med borfria cykler samt att utföra lastföljande drift för båda reaktordesignerna.
Kontakt
Bränsleprestandaanalyser för att stötta utnyttjande av små modulära reaktorer (SMRer) i Sverige
Små modulära reaktorer (SMRer) har fått stort fokus på senare tid tack vare sin kompakta och modulära design, vilket öppnar för snabbare och mer kostnadseffektiv tillverkning. Olika reaktorkoncept som föreslagits och utvecklats för olika tillämpningar befinner sig i olika utvecklingsstadier runt om i världen, och vissa koncept är redo att byggas inom den närmaste framtiden. Detta inte minst eftersom många SMR-designer är baserade på befintlig storskalig teknik, främst på lättvattenreaktorer, vilket gör att befintlig erfarenhet ger en viss hävstångseffekt. Dock innebär skillnader i härdens storlek och sammansättning såväl som planerade körsätt att bränslets prestanda och begränsningar kan vara annorlunda i SMRer.
Som en del av kompentescentret ANItA strävar detta projekt efter att identifiera viktiga skillnader i bränslebetende mellan reaktorkoncept i nära förestående och befintliga designer. Projektets fokus ligger på både modellering och simulering, men även tekniker för undersökning av bestrålat bränsle (PIE). I projektet ses även möjligheterna till icke-förstörande provning, för att minska antalet bränsletransporter.
Kontakt
Gammaemissionstomografi
Gammaemissionstomografi är en ickeförstörande teknik för att studera bestrålat kärnbränsle, som under lång tid utvecklats vid Uppsala universitet. Metoden bygger på mätning av gammastrålningen från de radioaktiva fissionsprodukter som bildas i kärnbränsle under drift. Strålningen mäts i ett stort antal positioner med spektroskopiska detektorer för att analysera inventarie och rumsfördelning av nuklider av intresse. Tillämpningar av denna mätteknik finns inom efterbestrålningsstudier för att studera exempelvis kärnbränslen som genomlevt svåra haverier eller designbaserande transienter, eller för mätning av fissionsgasfrigörelse, effekt- och utbränningsfördelning. Förutom studier av hur bränsle beter sig i drift och j säkerhetshänseende, så används samma tomografiska teknik i kärnämneskontroll.
Som en del av MoBiL-projektet gjordes gammaemissiontomografiska analyser av LOCA-transient-testade bränslen vid Haldenreaktorn. Vid sådana transienter kan bränslet fragmenteras, och omrelokeras i kapslingsröret, vilket studeras med tomografi. Nyttan med sådana studier är att ge erfarenhet av extrema scenarion för att fastställa bränslets designgränser.
Den gammaemissionstomografiska metoden har mellan 2018-2022 utvecklats i ett projekt i finansierat av Vetenskapsrådet. I detta projekt introducerades detektorer av segmenterat germanium kombinerat med en kollimator med multipla spalter. Den positionskänsliga detektorn kan då utröna vilken spalt gammastrålning kommer ifrån, trots att detektorn storlek gör att den täcker flera spalter. Denna användning av en större detektor som täcker flera spalter erbjuder en effektivare mätuppställning och medger i sin tur både bättre mättider och rumsupplösning.
För närvarande pågår ett samarbete med Helsinki Institute of Physics för att introducera positionskänsliga CZT-detektorer med multipla kollimatorspalter även i tomografi för kärnämneskontroll, genom utveckling av PGET-detektorn (förkortning för Passive Gamma Emission Tomography).
Kontakt
Kontakt
- Programansvarig professor
- Stephan Pomp
- Avdelningsföreståndare
- Henrik Sjöstrand
- Besöksadress: Ångströmlaboratoriet, hus 9, plan 4, Lägerhyddsvägen 1, Uppsala