Wyniki wyszukiwania - BazTech

1

BWRX-300, pierwszy SMR w Darlintgton

Kulczyński Dariusz Witold

Postępy Techniki Jądrowej

|

2023

|

z. 3

7--16

PL

W kontekście agresywnej polityki Unii Europejskiej dot. emisji dwutlenku węgla artykuł wyjaśnia zainteresowanie Polski szybkim wdrożeniem energetyki jądrowej, w tym SMR-ów. Przedstawiono osiągnięcia w dziedzinie technologii jądrowej przyszłego operatora obiektu DNNP tj. firmy Ontario Power Generation Inc. (OPG). Artykuł omawia wybrane cechy konstrukcyjne reaktora wodnego wrzącego BWRX-300 zaprojektowanego przez GE-Hitachi.

EN

In view of aggressive CO2 emission abatement policies of the EU, the article explains the need for Poland to quickly develop nuclear power capabilities, hence her interest in SMR’s. The Darlington New Nuclear Project (DNNP) is briefly described. Highlights of nuclear expertise of Ontario Power Generation Inc. (OPG), the DNNP future operator, are presented. Selected design features of GE-Hitachi’s BWRX- 300 boiling water reactor are described.

2

The effect of cooling water temperature on the performance of a BWR nuclear power plant

Laskowski Rafał, Theimech Mohamad, Uzunow Nikołaj

Modern Engineering

|

2021

|

3

5--13

EN

Although PWR reactors make up the large majority of the world's nuclear power plants, BWR reactors also have a share in this industry. It is difficult to find data on the performance of a BWR power plant in off-design and variable load conditions in the literature. Therefore, the paper presents how cooling water temperature affects the efficiency and power output of a BWR unit. The qualitative effect of changes and the trend related to the effect of cooling water temperature on the performance of the power plant are known, but the quantitative effect has to be determined for specific power units. Depending on the location of the nuclear power plant, various temperatures of cooling water for use in condensers and thus various operating conditions of the cooling system can be achieved. To analyze how cooling water temperature affects the performance of the power unit, a model of a BWR power plant was developed using the Ebsilon software. The model was based on data provided in [1] concerning LaSalle County Nuclear Generating Station. Calculations showed that within the examined range of cooling water temperatures at the condenser inlet between 10 and 28oC the gross power output of the unit decreases by 91.405 MW and the gross efficiency drops by 2.773 percentage points.

3

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

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.

4

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.

5

Current development trends in nuclear power engineering

Anglart H.

Archiwum Energetyki

|

2010

|

nr 1/2

3-17

EN

on the nuclear energy can be compared to the situation that took place in the sixties and early seventies of the past century, when the potential of the nuclear energy seemed to be almost unlimited. However, today's enthusiasm, frequently referred to as the nuclear renaissance, is different. The nuclear community learned its lessons, such as resulting from the two major accidents in Three Mile Island and in Chernobyl, but also resulting from the competition with other energy sources and - last but not least - due to the increasing public awareness of nuclear safety issues. Thus, the current trends of development in nuclear energy engineering have different priorities than in the past. Currently designed and constructed nuclear power plants will have so-called generation III+ reactors. Such reactors are designed with focus on safety and efficiency aspects. Future generation IV reactors are currently under development and subject of intensive world-wide research. These reactors will not only be safe and efficient, but also resistant to proliferation and will support the sustainable development in the nuclear energy field.

PL

Globalne ocieplenie klimatu spowodowane emisją gazów cieplarnianych spowodowało wzrost zainteresowania energetyką jądrową jako niezawodnym, wolnym od emisji dwutlenku węgla, źródłem energii elektrycznej. Obecny optymizm związany z energetyką jądrową można porównać do sytuacji, która miała miejsce w latach sześćdziesiątych i początku lat siedemdziesiątych ubiegłego stulecia, kiedy to potencjalne możliwości energetyki jądrowej wydawały się nieograniczone. Jednakże dzisiejszy entuzjazm, często określany jako renesans energetyki jądrowej, jest odmienny. Przemysł jądrowy zdobył nowe doświadczenia głównie dzięki dwom poważnym awariom, które miały miejsce w Three Mile Island w Stanach Zjednoczonych i w Czernobylu na Ukrainie, jak również na skutek wzrostu konkurencyjności innych źródeł energii elektrycznej, czy też w końcu dzięki wzrostowi świadomości opinii publicznej. Na skutek tego, współczesne trendy rozwoju energetyki jądrowej wynikają z innych priorytetów niż to miało miejsce w przeszłości. Obecnie projektowane i budowane elektrownie jądrowe będą wyposażone w reaktory jądrowe generacji III+. Główny nacisk w projektowaniu takich reaktorów jest kładziony na względy bezpieczeństwa i na efektywność eksploatacji. Światowe ośrodki badawcze pracują obecnie nad rozwojem reaktorów jądrowych IV generacji. Takie reaktory będą nie tylko bezpieczne i wydajne, ale również odporne na rozprzestrzenianie materiałów jądrowych i zapewnią zrównoważony rozwój energetyki jądrowej.

6

Experimental study on flashing and flashing induced instabilities during the start-up of natural-circulation-cooled boiling water reactors

Manera A., Hagen T., Kruijf W.

Archives of Thermodynamics

|

2002

|

Vol. 23, no 3

105-118

EN

The characteristics of flashing-induced instabilities, which are of importance for the start up of natural-circulation boiling water reactors, are studied. Experiments at typical start-up conditions (low power and low pressure) are carried out on a steam/water natural circulation loop. Flashing and the mechanism of flashing-induced instability are analysed.

7

Some thermal-hydraulic aspects of reflooding of an overheated, partly degraded nuclear reactor core

Frid W., Miettinen J., Sjöberg A.

Zeszyty Naukowe Politechniki Świętokrzyskiej. Mechanika

|

1999

|

Z. 67

235--244

EN

In studies of postulated, unmitigated severe accidents in LWRs it is assumed that cooling of the reactor core is lost which leads to core uncovery and heat-up. core degradation and eventually melt-down of the core. Restoring water supply to the reactor core in order to prevent core damage and to terminate accident progression is the main objective of the accident management. In some Boiling Water Reactors it is necessary to consider a possibility that the reactor may become critical during the reflooding phase. The reason is that the melting of the control rods and their relocation from the core is likely to start before the melting and relocation of the fuel. The two-phase flow and heat transfer phenomena associated with reflooding and quenching of the reactor core are complex and not completely understood, especially under severe accident conditions due to high fuel temperatures and. In the case of recriticality, strong thermal-hydraulic transients when the core reaches critical conditions. In this paper, the two-phase flow and heat transfer phenomena during reflooding of an overheated, partly degraded core are discussed. The reflooding model developed for the RECRIT code is briefly described, as well as some validation against experimental data.