Reaktor badawczy MARIA pracujący w NCBJ jest reaktorem typu basenowego wykorzystywanym jako silne źródło neutronów. Jednak nasi naukowcy interesują się także innymi typami reaktorów jądrowych wykorzystywanych na świecie jako źródła energii. Dr inż. Michał Spirzewski z Zakładu Energetyki Jądrowej i Analiz Środowiska NCBJ poświęcił swoją właśnie obronioną pracę doktorską zjawiskom mogącym mieć wpływ na bezpieczeństwo i efektywność pracy Wrzących Reaktorów Wodnych (BWR). W swoich badaniach wykorzystał m.in. stworzony przez siebie kod komputerowy DARIA.

Kluczowym procesem determinującym stabilność i efektywność pracy reaktorów jądrowych jest przepływ ciepła od elementów paliwowych, w których zachodzą reakcje rozszczepienia, do chłodziwa. Rozprawa doktorska pana Michała Spirzewskiego poświęcona była zjawisku wyschnięcia ścianki elementu paliwowego, które może wystąpić w reaktorach BWR, prowadząc do radykalnego obniżenia sprawności chłodzenia. Krytyczny strumień ciepła, przy którym zjawisko to zachodzi, może być szacowany dzięki technikom modelowania matematycznego. Autor poddał analizie podstawy teoretyczne kodu systemowego CATHARE-3 wykorzystywanego do tego typu oszacowań. Odwołując się m.in. do danych eksperymentalnych uzyskanych przez innych badaczy, wskazał słabości i ograniczenia tego narzędzia. Zaproponowane w pracy modyfikacje równań fenomenologicznych mające na celu bardziej realistyczne modelowanie zjawiska dwufazowego przepływu chłodziwa wokół elementów paliwowych (w fazie ciekłej i gazowej) pozwoliły poprawić zgodność oszacowań z danymi eksperymentalnymi w pewnym zakresie warunków przebiegu procesu. Dla innych warunków nadal jednak pozostały rozbieżności prowadzące do nieprawidłowego oszacowania krytycznego strumienia ciepła. Odpowiedzialne za te rozbieżności są, zdaniem autora, ograniczenia związane z niepewnościami numerycznymi narastającymi w miarę zbliżania się do kresu stosowalności przyjętego modelu.

Niepewności obliczeń numerycznych ogrywają kluczową rolę przy szacowaniu marginesów bezpieczeństwa w reaktorach jądrowych. W pracy przeanalizowane zostały niepewności obliczeń otrzymanych za pomocą modelu użytego do symulacji zjawisk odrywania i osadzania kropelek wody na ściankach elementu paliwowego. Zidentyfikowane zostały parametry przepływu odpowiadające dużym i małym niepewnościom. Użycie metod Globalnej Analizy Czułościowej pozwoliło autorowi na skwantyfikowanie źródeł niepewności z dużą dokładnością dla dużego spektrum wartości warunków eksperymentalnych. Dla potrzeb tych analiz pan Michał Spirzewski rozwinął oryginalny kod systemowy DARIA.

Prawidłowe rozpoznanie ograniczeń modeli i narzędzi numerycznych stosowanych w analizach reaktorowych jest niesłychanie istotne dla zapewnienia bezpiecznej i wydajnej pracy reaktorów energetycznych. Zdaniem autora najważniejszym wnioskiem jego pracy doktorskiej jest ustalenie, że przepływ chłodziwa pomiędzy sąsiednimi kanałami (w geometrii rdzenia odpowiadającej pękowi rur) jest decydującym parametrem wpływającym na poprawne oszacowanie krytycznego strumienia ciepła w reaktorach typu BWR.

Praca doktorska pana Michała Spirzewskiego została obroniona 16 czerwca 2020 r. na Wydziale Mechanicznym Energetyki i Lotnictwa Politechniki Warszawskiej.