Knowledge base: Warsaw University of Technology

Settings and your account

Back

Thermal-hydraulics calculation for fuel assembly in European Pressurized Reactor using RELAPS code

Maciej Skrzypek

Abstract

The aim of the master thesis is to describe phenomena, calculate thermal-hydraulic characteristic parameters in fuel assembly for European Pressurized Reactor - EPR. This evolutionary project of Areva concern, was designed based on couple of year expernience with pressurized reactors. It will be demonstration of �rst III generation reactor in the world. In this document general view of reactor was described, especially the primary side and particular main elements such as reactor pressure vessel, steam generator and pressurizer. The main object of interest was fuel assembly, which creates the heart of the reactor - the core. EPR is generation III reactor and it is characterized by very low probability of core meltdown. To obtain this result, it was designed with addition of many safety systems, quadruple multiplication, facility diversi�cation, doubled containment and in case of severe accident- innovative core catcher. The aim of the design, was to create safe reactor, which produces 1650MW clear and ecological electricity with high e�ciency for 60 years. To perform thermal-hydraulic calculations the system code RELAP5 was used. This code allows to simulate steady and transient states in reactor applications. It is also appropriate, as calculation tool, during loss of coolant accident in light water reactors. Description of the main calculation modules used in RELAP5 was made. A fuel assembly model was presented with nodalization and input �le, which is necessary to run calculations. In this document three calculations of steady state were performed: nominal steady state, decreased coolant �ow to 60% of nominal �ow, and change in axial power pro�le for end of fuel live with 50% of nominal power. The transient state simulates decreasing linear �ow of coolant as long as new level is stabilized and SCRAM occurs. All of the obtained results were presented on the graphs and in tables, which were analyzed and commented. To check correctness of received results, author compared them with the reactor technical documentation. Steady states results are very similar to the designed data. The hypothetical transient states showed how important role correct cooling plays in the reactor. The analysis showed the consequences of the coolant �ow limitations during the reactor operation.
Record ID
WUT50aecb53931f4256948c6cce544fcb1b
Diploma type
Master of Science
Author
Maciej Skrzypek (FPAE/IHE) Maciej Skrzypek,, The Institute of Heat Engineering (FPAE/IHE)Faculty of Power and Aeronautical Engineering (FPAE)
Title in Polish
Obliczenia cieplno-przepływowe kasety paliwowej Europejskiego Ciśnieniowego Reaktora EPR przy użyciu kodu RELAPS
Supervisor
Rafał Laskowski (FPAE/IHE) Rafał Laskowski,, The Institute of Heat Engineering (FPAE/IHE)Faculty of Power and Aeronautical Engineering (FPAE)
Certifying unit
Faculty of Power and Aeronautical Engineering (FPAE)
Affiliation unit
The Institute of Heat Engineering (FPAE/IHE)
Language
(pl) Polish
Status
Finished
Defense Date
15-10-2012
Issue date (year)
2012
Pages
101
Internal identifier
MEL; PD-2020
Reviewers
Rafał Laskowski (FPAE/IHE) Rafał Laskowski,, The Institute of Heat Engineering (FPAE/IHE)Faculty of Power and Aeronautical Engineering (FPAE) Konrad Świrski (FPAE/IHE) Konrad Świrski,, The Institute of Heat Engineering (FPAE/IHE)Faculty of Power and Aeronautical Engineering (FPAE)
Keywords in Polish
REAKTORY JĄDROWE, SYMULACJA NUMERYCZNA
Keywords in English
xxx
Abstract in Polish
Praca dyplomowa ma na celu opisanie zjawisk i obliczenia charakterystycznych parametrów cieplno przepływowych w kasecie paliwowej europejskiego reaktora ciśnieniowego. Ewolucyjny projekt koncernu AREVA, zaprojektowany w oparciu o lata doświadczeń pracy z reaktorami wodnymi ciśnieniowymi, będzie wzorcowym i pierwszym na ±wiecie reaktorem III generacji. W pracy została opisana ogólna sylwetka reaktora, strona pierwotna oraz szczegółowo główne elementy takie jak zbiornik ciśnieniowy, wytwornica pary czy stabilizator ciśnienia. Jednak najwięcej uwagi poświecono kasecie paliwowej, która tworzy serce reaktora- rdze«. Ze względu na fakt, »e reaktor EPR zostałª zaprojektowany jako reaktor trzeciej generacji charakteryzuje si¦ bardzo niskim prawdopodobieństwem stopienia si¦ rdzenia. W tym celu zastosowano szereg systemów bezpieczeństwa, poczwórne zwielokrotnienie system ów, dywersy_kacj¦ urządzeń«, podwójne¡ obudowy¦ bezpieczeństwa oraz w przypadku wystąpienia ci¦»kiej awarii, innowacyjny ªłapacz rdzenia. Cato±¢ ma tworzy¢ bezpieczny reaktor produkujący 1650MW czystej i ekologicznej energii elektrycznej z wysoki¡ sprawności¡ przez okres 60 lat. W przeprowadzeniu oblicze« cieplno przepływowych wykorzystano kod systemowy RELAP5. Pozwala on na symulowanie stanów ustalonych i przejściowych w instalacjach reaktorowych. Jest on równie» odpowiednim narzędziem obliczeniowym podczas oblicze« awarii utraty chłodziwa w wodnych reaktorach. Opisane zostały główne moduły obliczeniowe używane przez kod RELAP5. Przedstawiono model kasety paliwowej wraz z znodalizacj¡ oraz opisany zostałª plik wsadowy u»yty do przeprowadzenia oblicze«. W pracy zostaªy przeprowadzone obliczenia trzech stanów ustalonych, nominalne warunki pracy, zmniejszony przepªyw chªodziwa do 60% nominalnego oraz zmiana osiowego rozkładu mocy dla końca »ycia cyklu paliwa przy 50% mocy. Jako stan przej±ciowy zasymulowano zmniejszający si¦ spadek przepªywu chªodziwa przez kaset¦ paliwow¡, do momentu ustabilizowania si¦ na nowym poziomie i zamknięcie reakcji rozszczepienia. Wszystkie otrzymane wyniki zaprezentowano w postaci wykresów i tabel, które zostały przeanalizowane i skomentowane. W celu sprawdzenia poprawno±ci otrzymanych wyników autor porównaª je z dokumentacj¡ techniczn¡ reaktora. Przeprowadzone obliczenia stanów ustalonych, pokryły si¦ z wartościami podanymi przez producenta reaktora, a uzyskane wartości z hipotetycznego stanu przejściowego pokazuj¡ jak wa»n¡ rol¦ odgrywa prawidłowe chłodzenie w reaktorze i do jakich konsekwencji może prowadzi¢ brak chłodzenia.
File
  • File: 1
    Maciej Skrzypek Praca magisterska.pdf
Request a WCAG compliant version

Uniform Resource Identifier
https://repo.pw.edu.pl/info/master/WUT50aecb53931f4256948c6cce544fcb1b/
URN
urn:pw-repo:WUT50aecb53931f4256948c6cce544fcb1b

Confirmation
Are you sure?
Report incorrect data on this page