Wyniki wyszukiwania - BazTech

1

RELAP5/MOD3 model and transient analyses for the MARIA research reactor in Poland

Szczurek J., Czerski P., Bykowski W.

Nukleonika

|

2004

|

Vol. 49, nr 4

149-157

EN

The RELAP5/MOD3 input data model of the MARIA research reactor has been developed to provide the capability for the analysis of the reactor core under loss of flow and reactivity insertion transients. The model was qualified against the reactor data at steady state conditions and, additionally, against the existing reliable experimental data for a transient initiated by the reactor scram. The results obtained with the code agree well with the experimental data. The RELAP transient simulation was performed for loss of forced flow accidents including two scenarios with protected and unprotected (no scram) reactor core. Calculations allow estimating time margin for reactor scram initiation and reactivity feedbacks contribution to the results. The presented input data model should be treated as the first step for developing of the model including the whole primary cooling circuit of the reactor.

2

Chłodzenie elementu paliwowego typu MR-6 po wyłączeniu reaktora MARIA

Pytel K., Bykowski W., Mołdysz A.

Prace Naukowe Politechniki Warszawskiej. Konferencje

|

2002

|

T. 3, z. 22

973-982

PL

Warunki chłodzeni paliwa jądrowego w reaktorze typu kanałowego za pomocą konwekcji naturalnej są określane zwykle z dużą niepewnością. Numeryczne modelowanie warunków konwekcji naturalnej w wielorurowym paliwie prowadzi do różnych rodzajów konwekcji, w tym również do stanów chaotycznych. W celu określenia rzeczywistych warunków chło9-dzenia po wyłączeniu reaktora MARIA przeprowadzono szereg eksperymentów z wykorzystaniem elementu paliwowego oprzyrządowanego w termopary. Pomiary wykazały istnienie dwóch różnych modów chłodzenia konwekcyjnego. W pierwszym makrokomórkę konwekcyjną stanowią kanały paliwowe wraz z kolektorami i tzw. bocznikami. W drugim - w każdym elemencie paliwowym tworzą się dwie komórki konwekcyjne. Przejścia między obu modami chłodzenia zachodzą w sposób chaotyczny.

EN

Natural cooling conditions of the nuclear fuel in the channel type reactor after its shut down are commonly determined with relatively high uncertainty. This is not only due to the lack of adequate measurements of thermal parameters i.e. the residual power generation, the coolant flow and temperatures, but also due to indeterminate model of convection mechanism. The numerical simulation of natural convection in multitube fuel assembly in the fuel channel leads to various convection modes including evidently chaotic behavior. To determine the real cooling conditions in the MARIA research reactor a series of experiments has been performed with fuel assembly equipped with a set of thermocouples. After some forced cooling period (the shortest was half an hour after the reactor shut down) the reactor was left with the only natural convection. Two completely different cooling modes have been observed. The MARIA core consists of series of individual fuel channel and so called bypasses, maintaining the hydraulic properties of the fuel channel, connected in parallel. Initially, the convection cells were established through few so-called bypasses providing a very effective mode of cooling. In this mode the flow charts were identical to those existing in forced cooling mode. After certain period the system switched on the second cooling mode with natural circulation within the individual fuel cells. Higher temperatures and temperature fluctuations were characteristic for this mode approaching 30 deg in amplitude. In almost all the cases the system was switching few times between modes, but eventually remained in the second mode. The switching times were not regular and the process has a chaotic behavior.

3

Badania parametrów poprzedzających kryzys wrzenia w kanałach równoległych o geometrii pierścieniowej w warunkach przepływu przejściowego

Borek-Kruszewska E., Bykowski W.

Prace Naukowe Politechniki Warszawskiej. Konferencje

|

2002

|

T. 1, z. 22

153-160

PL

Badania przeprowadzono w ramach projektu celowego Nr 10 T10 030 2000C/5295 pn.:" Określenie dopuszczalnych obciążeń cieplnych prętów kompensacyjnych reaktora MARIA dla paliwa o różnym stopniu wzbogacenia" dofinansowanego przez KBN. Celem badań, które przeprowadzone zostały w wysokociśnieniowej instalacji wodnej WIW-300 było określenie maksymalnych, dopuszczalnych obciążeń cieplnych powierzchni wewnętrznej pręta kompensacyjnego, warunków przepływu, zarejestrowanie parametrów cieplno-przepływowych oraz obserwacja przebiegu zachodzących zjawisk kamerą video. W pracy przedstawiono wyniki badań parametrów kryzysu wrzenia w pionowym kanale o geometrii pierścieniowej w warunkach przepływu przejściowego oraz ciekawe rezultaty wizualizacji przepływu podczas kryzysu wrzenia, zarejestrowane kamerą cyfrową z prędkością 2250 klatek/s.

EN

The experimental research accomplished under the program of the aim project Nr 10 T10 030 2000C/5295 named;"An assessment of the allowable thermal loads of compensation rods in MARIA reactor for the fuel of various enrichment." partially financed by the KBN was presented. The experimental research aimed to determine the allowable thermal loads on the inner surface of the compensation rod, flow conditions, recording the thermal-hydraulic parameters and visualization of the occurring phenomena by means of video camera were carried out at the high pressure water loop WIW-300. In the paper the experimental results of the flow parameters preceding the CHF occurrence in a vertical channel of annual geometry under transient conditions and curious data on the flow visualization during CHF occurrence recorded by means of the digital camera with the speed 2250 frames/s are presented.