Wyniki wyszukiwania - BazTech

1

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

EN

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.

PL

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.

2

Strategiczny projekt badawczy Narodowego Centrum Badań i Rozwoju pt. „Technologie wspomagające rozwój bezpiecznej energetyki jądrowej” Zadanie badawcze Nr 7 pt. „Analiza procesów generacji wodoru w reaktorze jądrowym w trakcie normalnej eksploatacji i w sytuacjach awaryjnych z propozycjami działań na rzecz podniesienia poziomu bezpieczeństwa jądrowego”

Michalik J., Kocia R.

Postępy Techniki Jądrowej

|

2015

|

z. 3

8--14

PL

Niniejsza publikacja przedstawia najważniejsze rezultaty prac wykonanych w ramach zadania badawczego nr 7 pt. „Analiza procesów generacji wodoru w reaktorze jądrowym w trakcie normalnej eksploatacji i w sytuacjach awaryjnych z propozycjami działań na rzecz podniesienia poziomu bezpieczeństwa jądrowego”. Zadanie realizowane było w ramach strategicznego projektu badawczego „Technologie wspomagające rozwój bezpiecznej energetyki jądrowej” powołanego przez Narodowe Centrum Badań i Rozwoju (NCBR) jako wsparcie dla zaplecza naukowego atomistyki w ramach działań związanych z programem rozwoju energetyki jądrowej w Polsce. Głównym celem tego projektu było przygotowanie jednostek badawczych do udziału w polskim programie jądrowym.

EN

This publication presents the main results of research task No. 7 „Study of hydrogen generation processes in nuclear reactors under regular operation conditions and in emergency cases, with suggested actions aimed at upgrade of nuclear safety”, which was carried out as part of a strategic research project “Technologies Supporting Development of Safe Nuclear Power Engineering” established by the National Centre for Research and Development (NCBR) under the framework of government program for development of nuclear energy in Poland. The main goal of that project was to enforce the readiness of research units for participation in Polish nuclear program.

3

Thermal-hydraulic analysis of single and multiple steam generator tube ruptures in a typical 3-loop PWR

Koszela Z., Sokołowski Ł.

Journal of Power Technologies

|

2015

|

Vol. 95, nr 3

175--182

EN

The response of the full-scale three-loop Pressurized Water Reactor (PWR) RELAP5 computational model on Steam Generator Break Rupture (SGBR) was investigated in this paper. This model was analyzed in terms of its applicability and performance regarding the research task conducted by Warsaw University of Technology and the National Center for Research and Development inWarsaw, Poland. In the paper break sizes corresponding to one, three and six ruptured tubes (which conform to a Loss-of-Coolant event break size area of 0.02%, 0.054 and 0.11%) were studied at three different locations (at the top of the hot-leg side tubesheet, U-bend and at the top of the cold-leg side tubesheet). The reactor at issue was a three-loop PWR of Westinghouse design with thermal output of 2775 MWt.

4

Thermodynamic consequences of hydrogen combustion within a containment of pressurized water reactor

Bury T.

Archives of Thermodynamics

|

2011

|

Vol. 32, no. 4

67-79

EN

Gaseous hydrogen may be generated in a nuclear reactor system as an effect of the core overheating. This creates a risk of its uncontrolled combustion which may have a destructive consequences, as it could be observed during the Fukushima nuclear power plant accident. Favorable conditions for hydrogen production occur during heavy loss-of-coolant accidents. The author used an own computer code, called HEPCAL, of the lumped parameter type to realize a set of simulations of a large scale loss-of-coolant accidents scenarios within containment of second generation pressurized water reactor. Some simulations resulted in high pressure peaks, seemed to be irrational. A more detailed analysis and comparison with Three Mile Island and Fukushima accidents consequences allowed for withdrawing interesting conclusions.

5

Simulations of loos-of-coolant accidents for containments of the second and the third PWR generation

Bury T., Składzień J.

Archives of Thermodynamics

|

2006

|

Vol. 27, no. 4

45-56

EN

The work deals with modeling of thermal-hydraulic processes taking place within a containment of a pressurized water reactor (PWR) during the Loss-of-Coolant Accident - LOCA. Aim of the work is to compare thermodynamic consequences of the LOCA within containment.s of pressurized water reactors of the second and the third generation types. Simulations have been conducted for the two-loop Westinghouse PWR and for design data of the AP-600 reactor. Calculations have been realized using a computer code HEPCAL-AU worked out at the Institute of Thermal Technology of the Silesian University of Technology, and using the PWR reactor simulator made by the Cassiopeia Technologies. A set of multi-variant simulations for different accident scenarios have been accomplished. Based on the obtained results the analysis of the effectiveness of functioning of the considered systems has been done. The selected results of calculations and the most important conclusions are presented in the paper.

6

Wykorzystanie pakietu CFD Fluent w symulacjach awarii typu Loca

Bury T.

Zeszyty Naukowe Katedry Mechaniki Stosowanej / Politechnika Śląska

|

2004

|

z. 23

69-74

PL

W pracy zajmowano się symulacją zjawisk zachodzących wewnątrz obudowy bezpieczeństwa wodnego reaktora jądrowego w czasie awarii polegającej na rozszczelnieniu obiegu chłodzenia reaktora i wycieku chłodziwa (Loss of Coolant Accident - LOCA). Wykorzystując komercyjne oprogramowanie z zakresu numerycznej mechaniki płynów dokonano próbnych symulacji przebiegu awarii w oparciu o model trójwymiarowy, Wyniki porównano z rezultatami otrzymanymi przy użyciu kodu napisanego specjalnie do analizy tego typu awarii. Zaprezentowano wybrane rezultaty obliczeń oraz najbardziej istotne wnioski dotyczące zastosowania tego typu oprogramowania w symulacjach awarii rozszczelnieniowych

EN

This work deals with modeling of processes taking place within a containment of a pressurized water reactor during an accident caused by the primary circuit pipeline rupture (Loss of Coolant Accident - LOCA) Trial simulations, based on a three dimensional model, have been accomplished using a commercial software of computational fluid dynamics. Results have been compared with ones obtained from HEPCAL code, written specially for analysis of such accidents. Selected results of calculations and the most important conclusions are presented in the paper.