A model of the water level swell during depressurization of the reactor pressure vessel of the boiling water reactor in accidental conditions

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

Abstract

Evaluation of the two-phase water mixture level in the case of the sudden depressurization of the Reactor 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.
Author Rafał Bryk (FPAE / IHE)
Rafał Bryk,,
- The Institute of Heat Engineering
, Schmidt Holger
Schmidt Holger,,
-
, Mull Thomas
Mull Thomas,,
-
, Ganzmann Ingo
Ganzmann Ingo,,
-
, Olivier Herbst
Olivier Herbst,,
-
Journal seriesEksploatacja i Niezawodność, ISSN 1507-2711, (A 25 pkt)
Issue year2019
Vol21
No1
Pages28-36
Publication size in sheets0.3
Keywords in Englishboiling water reactor, level swell, reactor pressure vessel depressurization
ASJC Classification2209 Industrial and Manufacturing Engineering; 2213 Safety, Risk, Reliability and Quality
Abstract in PolishKontrola 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.
DOIDOI:10.17531/ein.2019.1.4
URL http://www.ein.org.pl/2019-01-04
Languageen angielski
Score (nominal)25
ScoreMinisterial score = 25.0, 25-02-2019, ArticleFromJournal
Ministerial score (2013-2016) = 25.0, 25-02-2019, ArticleFromJournal
Publication indicators WoS Citations = 0; Scopus SNIP (Source Normalised Impact per Paper): 2017 = 1.363; WoS Impact Factor: 2017 = 1.383 (2) - 2017=1.296 (5)
Citation count*
Cite
Share Share

Get link to the record


* presented citation count is obtained through Internet information analysis and it is close to the number calculated by the Publish or Perish system.
Back