Modeling of the water level swell during depressurization of the reactor pressure vessel of the boiling water reactor in accidental condition

• Autorzy: Bryk Rafał , Schmidt Holger , Mull Thomas , Ganzmann Ingo , Herbst Oliver

Identyfikatory

DOI

10.17531/ein.2019.1.4

Warianty tytułu

PL

Modelowanie procesów zachodzących w zbiorniku ciśnieniowym reaktora wodnego wrzącego podczas spadku ciśnienia w warunkach pracy awaryjnej

• Języki publikacji: EN

Abstrakty

EN

Pressure Vessel resulting from an accident scenario is an important aspect in the reactor safety analysis. This paper discusses results of simulations of the water dynamics and heat transfer during the process of an abrupt depressurization of a vessel filled up to a certain level with saturated liquid water and with the rest of the vessel occupied by steam under saturation conditions. During the pressure decrease e.g. due to a break in the steam pipeline, the liquid water evaporates abruptly leading to strong transients in the vessel. These transients and the sudden emergence of void in the area occupied by liquid at the beginning, result in the elevation of the two-phase mixture. This work presents several approaches for modelling of the void fraction, the level swell and the collapse level. The first approach was based on the churn turbulent drift-flux correlation and an explicit analytic equation for the averge void fraction as a function of dimendsionless superficial vapor velocity. The second and the third aproaches were based on dimensionless analysis and purely empirical corelations. The models were verified against independent experimental data. The models represent the Reactor Pressure Vessel of the Integral Test Facility Karlstein (INKA) – a dedicated test facility for experimental investigation of KERENA – a new medium size Boiling Water Reactor design of Framatome. The comparison of the simulations results against the reference data shows a good agreement.

PL

Kontrola poziomu mieszaniny dwufazowej wody w warunkach nagłego obniżenia ciśnienia w zbiorniku ciśnieniowym reaktora, wynikających z pracy awaryjnej jest ważnym aspektem analizy bezpieczeństwa reaktora jądrowego. Artykuł opisuje i weryfikuje wyniki symulacji zjawisk mechaniki płynów i wymiany ciepła w zbiorniku ciśnieniowym podczas gwałtownego spadku ciśnienia. W trakcie normalnej pracy zbiornik wypełniony jest do pewnego poziomu wodą w stanie nasycenia. Powyżej tego poziomu znajduje się para wodna będąca również w stanie nasycenia. W przypadku szybkiego spadku ciśnienia w zbiorniku np. w wyniku uszkodzenia rurociągu pary, woda w stanie ciekłym gwałtownie odparowuje, prowadząc do stanu nieustalonego w zbiorniku. Stan nieustalony oraz pojawienie się pary w rejonie zajmowanym wcześniej przez ciecz prowadzą do podwyższenia poziomu mieszaniny dwufazowej w zbiorniku. Artykuł prezentuje i porównuje kilka sposobów modelowania udziału fazy parowej oraz zależnych od tego udziału poziomu mieszaniny dwufazowej i wysokości słupa cieczy. Pierwszy z modeli został oparty o równanie analityczne przedstawiające średnią porowatość przepływu jako funkcję bezwymiarowej prędkości pary. Drugi i trzeci model jest oparty o analizę bezwymiarową i równania otrzymane na drodze empirycznej. Modele zostały zweryfikowane z niezależnymi danymi eksperymentalnymi. Modele reprezentują zbiornik ciśnieniowy reaktora obiektu testowego INKA (Integral Test Facility Karlstein) – obiektu dedykowanego do analizy eksperymentalnej reaktora KERENA – średniej mocy reaktora wodnego wrzącego, zaprojektowanego przez firmę Framatome. Porównanie wyników symulacji z danymi referencyjnymi wskazuje na zadowalającą zgodność obliczeń.

Słowa kluczowe

EN

boiling water reactor; level swell; reactor pressure vessel depressurization

PL

reaktor wodny wrzący; poziom mieszaniny dwufazowej; spadek ciśnienia w zbiorniku reaktora

• Wydawca: Polskie Naukowo-Techniczne Towarzystwo Eksploatacyjne
• Czasopismo: Eksploatacja i Niezawodność
• Rocznik: 2019
• Tom: Vol. 21, no. 1
• Strony: 28--36
• Opis fizyczny: Bibliogr. 24 poz., rys., tab.

Twórcy

autor

Bryk Rafał

• Institute of Heat Engineering The Faculty of Power and Aeronautical Engineering Warsaw University of Technology Nowowiejska 21/25, 00-665 Warsaw, Poland

autor

Schmidt Holger

• Thermal Hydraulics and Components Testing, Framatome GmbH Paul-Gossen-Straße 100, 91052 Erlangen, Germany

autor

Mull Thomas

• Thermal Hydraulics and Components Testing, Framatome GmbH Paul-Gossen-Straße 100, 91052 Erlangen, Germany

autor

Ganzmann Ingo

• Thermal Hydraulics and Components Testing, Framatome GmbH Paul-Gossen-Straße 100, 91052 Erlangen, Germany

autor

Herbst Oliver

• Thermal Hydraulics and Components Testing, Framatome GmbH Paul-Gossen-Straße 100, 91052 Erlangen, Germany

Bibliografia

• 1. Aumiller D L, Tolinson E T, Clarke W G. A new assessment of RELAP5-3D using a General Electric level swell problem. 2000 REALP5 Users Seminar, Jackson Hole, Wyoming, 2000.
• 2. Ballesteros A, Sanda R, Maqua M, Stephan J-L. Maintenance related events in nuclear power stations. Eksploatacja i Niezawodnosc - Maintenance and Reliability 2017; 19(1): 26 - 30, https://doi.org/10.17531/ein.2017.1.4.
• 3. Chen J C. Correlation for Boiling Heat Transfer to Saturated Fluids in Convective Flow. Industrial & Engineering Chemistry Process Design and Development 1966; 5(3): 322 - 329, https://doi.org/10.1021/i260019a023.
• 4. Chen W, Fang X. A note on the Chen correlation of saturated flow boiling heat transfer. International Journal of Refrigeration 2014; 48: 100 - 104, https://doi.org/10.1016/j.ijrefrig.2014.09.008.
• 5. Dittus F W, Boelter L M K, Heat Transfer in Automobile Radiators of Tubular Type. University of Californi Publications in Engineering 1930; 2: 443 - 461.
• 6. Drescher R, Wagner T, Leyer S. Passive BWR integral LOCA testing at the Karlstein test facility INKA. VGB PowerTech 2014; 5: 33 - 37.
• 7. Findlay J A. BWR Refill-Reflood Program Task 4.8 - Model Qualification Task Plan. Nuclear Engineering Division General Electric Company, 1981.
• 8. Forster H K, Zuber N. Dynamics of vapor bubbles and boiling heat transfer. American Institute of Chemical Engineers Journal 1955; 1(4): 531 - 535, https://doi.org/10.1002/aic.690010425.
• 9. Harmathy T Z. Velocity of Large Drops and Bubbles in Media of Infinite or restricted Extend. American Institute of Chemical Engineers Journal 1960; 6: 281 - 288, https://doi.org/10.1002/aic.690060222.
• 10. https://modelica.org/, accessed on 29/05/2018.
• 11. https://openmodelica.org/, accessed on 29/05/2018.
• 12. Kataoka I, Ishii M. Drift flux model for large diameter pipe and new correlation for pool void fraction. International Journal of Heat Mass Transfer 1987; 30: 1927-1939, https://doi.org/10.1016/0017-9310(87)90251-1.
• 13. Kolev N I. Multiphase Flow Dynamics 2: Thermal and Mechanical Interactions, third ed. Springer Verlag, Berlin 2007, https://doi. org/10.1007/3-540-69833-7.
• 14. Kurbatov A V. The Bubbling and the Problem of Critical Loads in Steam Separation. Trans. of the Power. Inst. M. V. Molotow 1953; 11.
• 15. Orian G, Jelinek M, Levy A. Flow boiling of binary solution in horizontal tube. Energy 2010; 35 (1): 35 - 44, https://doi.org/10.1016/j. energy.2009.08.024.
• 16. Schaffrath A, Ringel H. Modelle zur Bestimmung der Relativbewegung der Phasen in einer Zweiphasenströmung. Forschungszentrum Rossendorf, 2000.
• 17. Sheppard C M, Morris S D. Drift-flux correlation disengagement models: Part I - Theory: Analytic and numeric integration details. Journal of Hazardous Materials 1995; 44: 111-125, https://doi.org/10.1016/0304-3894(95)00051-U.
• 18. Sheppard C M. Drift-flux correlation disengagement models: Part II - Shape-based correlations for disengagement prediction via churnturbulent drift-flux correlation. Journal of Hazardous Materials 1995; 44: 127 - 139, https://doi.org/10.1016/0304-3894(95)00052-V.
• 19. Steiner H, Kobor A, Gebhard L. A wall heat transfer model for subcooled boiling flow. Int. J. Heat. Mass Tranf. 2005; 48 (19): 4161 - 4173, https://doi.org/10.1016/j.ijheatmasstransfer.2005.03.032.
• 20. Stosic Z V, Brettschuh W, Stoll U. Boiling water reactor with innovative safety concept: The Gerenration III+ SWR-100. Nuclear Engineering and Design 2008; 238: 1863-1901, https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2007.12.014.
• 21. Traichel A. Neue Verfahren zur Modellierung nichtlinearer thermodynamischer Prozesse in einem Druckbehälter mit siedendem WasserDampf Gemisch bei negativen Drucktransienten. Universitätsverlag Karlsruhe, 2005.
• 22. Wallis G B. One-dimensional Two Phase Flow. Mc Graw-Hill Book Company, 1969.
• 23. Zhang W, Hibiki T, Mishima K. Correlation for flow boiling heat transfer in mini-channels. Int. J. Heat Mass Transf. 2004; 47: 5749 - 5763, https://doi.org/10.1016/j.ijheatmasstransfer.2004.07.034.
• 24. Zuber N, Findley J A. Average Volumetric Concentration in Two-Phase Flow Systems. Journal of Heat Transfer 1965; 453 - 468, https://doi. org/10.1115/1.3689137.

Uwagi

Opracowanie rekordu w ramach umowy 509/P-DUN/2018 ze środków MNiSW przeznaczonych na działalność upowszechniającą naukę (2019).