Wyniki wyszukiwania - BazTech

Ograniczanie wyników

2 2019

Powiadomienia systemowe

Sesja wygasła!
Sesja wygasła!

Znaleziono wyników: 2

Liczba wyników na stronie

Wyniki wyszukiwania

Sortuj według:

Ogranicz wyniki do:

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

Bryk Rafał, Schmidt Holger, Mull Thomas, Ganzmann Ingo, Herbst Oliver

Eksploatacja i Niezawodność

2019

Vol. 21, no. 1

28--36

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.

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.

Modeling of emergency condenser system response to loss of coolant accident in a BWR III+ generation

Bryk Rafał, Schmidt Holger, Mull Thomas

Eksploatacja i Niezawodność

2019

Vol. 21, no. 3

468--475

Emergency Condenser (EC) is a heat exchanger composed of a large number of slightly inclined U-tubes arranged horizontally. The inlet header of the condenser is connected with the top part of the Reactor Pressure Vessel (RPV), which is occupied by steam during critical operation. The lower header in turn is linked with the RPV below the liquid water level during normal operation of the reactor. The tube bundle is filled with cold water and it is located in a vessel filled with water of the same temperature. Thus, the EC and RPV form together a system of communicating vessels. In case of an emergency and a decrease of the water level in the RPV, the water flows gravitationally from U-tubes to the RPV. At the same time the steam from the RPV enters to the EC and condenses due to its contact with cold walls of the EC. The condensate flows then back to the RPV due to the tubes inclination. Hence, the system removes heat from the RPV and serves as a high- and low-pressure injection system at the same time. In this paper a model of the EC system is presented. The model was developed with Modelica modeling language and OpenModelica environment which had not been used in this scope before. The model was verified against experimental data obtained during tests performed at INKA (Integral Test Facility Karlstein) ̶ a test facility dedicated for investigation of the passive safety systems performance of KERENA ̶ generation III+ BWR developed by Framatome.

Kondensator awaryjny jest wymiennikiem ciepła złożonym z dużej ilości U-rurek lekko nachylonych względem pozycji horyzontalnej. Kolektor wlotowy kondensatora połączony jest pojedynczym przewodem z górną częścią zbiornika ciśnieniowego reaktora, w której w trakcie normalnej pracy reaktora znajduje się para wodna. Dolny kolektor połączony jest natomiast ze zbiornikiem ciśnieniowym poniżej lustra wody w stanie ciekłym. Wiązka rurek kondensatora, w trakcie krytycznej pracy reaktora, wypełniona jest zimną wodą i zanurzona jest w basenie z wodą o tej samej temperaturze. Wiązka rurek kondensatora oraz rur doprowadzających tworzą wraz ze zbiornikiem ciśnieniowym zespół naczyń połączonych. W razie sytuacji awaryjnej, w przypadku spadku poziomu wody w zbiorniku ciśnieniowym, woda z kondensatora spływa grawitacyjnie do zbiornika ciśnieniowego, a para, która dostaje się do U-rurek kondensuje na skutek wymiany ciepła z zimną wodą otaczającą kondensator od zewnątrz. W ten sposób kondensator działając pasywnie, zastępuje wysokociśnieniowy oraz niskociśnieniowy wtrysk wody chłodzącej do zbiornika ciśnieniowego. W artykule przedstawiono model systemu kondensatora awaryjnego wraz ze zbiornikiem ciśnieniowym. Model został wykonany przy użyciu niestosowanego wcześniej w tym zakresie języka Modelica oraz środowiska OpenModelica. Następnie opracowany kod został zweryfikowany poprzez porównanie wyników z pomiarami eksperymentalnymi przeprowadzonymi na obiekcie INKA (Integral Test Facility Karlstein) – obiekcie testowym dedykowanym badaniom nad pasywnymi systemami bezpieczeństwa reaktora KERENA – reaktora BWR generacji III+ opracowanego przez firmę Framatome.