Analyses of loss-of-coolant accidents within containments of advanced pressurized water reactors using coupled system and field codes

• Autorzy: Bury T. , Składzień J.

Warianty tytułu

PL

Analizy przebiegu awarii rozszczelnieniowych w obudowach bezpieczeństwa zaawansowanych reaktorów wodnych ciśnieniowych z wykorzystaniem sprzężenia kodów jedno- i trójwymiarowych

• Języki publikacji: EN

Abstrakty

EN

A loss-of-coolant accident (LOCA) is one of the most serious accident which may happen in the nuclear factor cooled and moderated by water under a high pressure. A threat of the core uncover during such accident causes that LOCA became a design basis accident (DBA) and have to be simulated to prove that engineered safety systems are able to manage the potential consequences of such accident. It is obvious that LOCA can not be investigated by means of full-scale physical experiments. Thus the mathematical modeling and numerical simulations are widely used for analyses of LOCA. Two types of computer codes are applied :or these purposes at the moment: a one-dimensional system codes (also referred as the lumped parameter codes) and a three-dimensional field codes (mostly based on CFD). The work presents an initial results of LOCA analyses performed by means of coupling a domestic system code called HEPCAL and a commercial CFD program FLUENT. The simulations have been realized for design data of advanced pressurized water reactors - AP-600 and EPR.

PL

Awaria rozszczelnieniowa pierwotnego obiegu chłodzenia połączona z wyciekiem chłodziwa jest jedną najpoważniejszych awarii, które mogą się wydarzyć w układach reaktorów jądrowych chłodzonych i moderowanych wodą pod ciśnieniem. Z oczywistych względów przebieg awarii rozszczelnieniowych nie może być badany na drodze eksperymentalnej w pełnej skali. Z tego powodu modelowanie matematyczne i symulacje numeryczne są powszechnie stosowaną metodą badań. Stosowane są obecnie do tych celów dwie grupy kodów komputerowych: jednowymiarowe kody systemowe (określane również jako kody o parametrach skupionych) oraz kody przestrzenne (modele trójwymiarowe, oparte zazwyczaj o numeryczną mechanikę płynów). W pracy przedstawiono wstępne rezultaty termodynamicznych analiz awarii rozszczelnieniowych zrealizowanych za pomocą sprzężenia własnego kody systemowego HEPCAL oraz komercyjnego pakietu CFD - programu FLUENT. Symulacje przeprowadzono dla układów zaawansowanych reaktorów wodny ciśnieniowych - reaktora AP-600 oraz reaktora EPR.

Słowa kluczowe

EN

loss-of-coolant accidents; pressurized water reactor (PWR); containments; HEPCAL; FLUENT; one-dimensional system codes; three-dimensional field codes

PL

awaria rozszczelnieniowa; reaktor wodny ciśnieniowy; obudowa bezpieczeństwa; HEPCAL; Fluent; jednowymiarowe kody systemowe; trójwymiarowe kody systemowe

• Wydawca: Oficyna Wydawnicza Politechniki Wrocławskiej
• Czasopismo: Systems : journal of transdisciplinary systems science
• Rocznik: 2008
• Tom: Vol. 13, spec. iss. 1/2
• Strony: 11--18
• Opis fizyczny: Bibliogr. 5 poz., rys.

Twórcy

autor

Bury T.

• Institute of Thermal Technology, Silesisn University of Technology, Gliwice, Poland

autor

Składzień J.

• Institute of Thermal Technology, Silesisn University of Technology, Gliwice, Poland

Bibliografia

• [1] International Atomic Energy Agency, Status of advanced light water reactor designs 2004, IAEA TecDoc , No. 1391, IAEA, Viennia 2004
• [2] BITTERMANN D, KRUGMANN U., AZARIAN G., EPR accident scenarios and provisions, Nuclear Engineering and Design, vol 207, 2001.
• [3] BURY T., Analysis of thermal and flow processes within containments of water nuclear reactors during loss-of cool, accidents, PhD Thesis, Institute of Thermal Technology, Silesian University of Technology, Gliwice 2005.
• [4] SKOREK J., SKŁADZIEŃ J., Thermal analysis of the loss-of-coolant accident within the containment of WWER-440 and WWER-1000 nuclear reactors, Computer Assisted Mechanics and Engineering Scienc vol.1 No. 3/4,1994.
• [5] BURY T., Numerical identification of the heat transfer coefficient from the AP-600 reactor containment, Proceedings of the XIII Symposium of Heat and Mass Transfer, Darłówko-Koszalin, 2007