Light water reactor loss of coolant accident reactor vessel blowdown analysis

Michał Pawluczyk

Abstract

The thesis revolves around the topic of safety in nuclear plant installations. The motive for writing this thesis was the development of assessment methods for nuclear plant design basis accidents and modelling of thermal-hydraulic phenomena occurring during these accidents. The thesis has been written within the SARWUT project at Warsaw University of Technology which is a part of the National Centre for Research and Development strategic programme – ‘Technologies Supporting Development of Safe Nuclear Power Engineering’. The author provides an introduction to the safety philosophy behind nuclear installations, followed by the description of the risks of nuclear operations and the ten principles proposed by the IAEA for safe use of nuclear technology. The most popular types of reactors, the Light Water Reactors – Pressurized Water Reactors and Boiling Water Reactors are discussed. The thesis focuses on the critical two-phase flow and accident evaluations of the loss of coolant accident scenarios. An analytical model written in MATLAB code is presented for simulation of a typical PWR vessel blowdown. This analytical solution based on mostly experimental correlations is paired with models in system codes RELAP5, TRACE and MELCOR and provides a high level explanation of how they perform calculations. Models for critical (choked) flow which are implemented in the system codes are highlighted as well. The sixth and seventh chapters present and discuss the results of the analytical model (with different correlations) proposed for the calculation of a reactor pressure vessel blowdown compared with simulations of the same problem in RELAP5, TRACE and MELCOR. The next chapter provides further insight into the loss of coolant accident with a full plant simulation of two similar PWR nodalizations starting from transients showing how slight changes in the input affect calculations for safety calculations. A division between small-break LOCA and large break LOCA is shown. The following chapter consists of simulation results for a BWR model large break LOCA scenario in an actual plant basing on the Peach Bottom Mark I BWR. The last chapters consider the literature and figures lists as well as the appendix which contains the MATLAB model and RELAP5, TRACE ,MELCOR input decks.  
Diploma typeMaster of Science
Author Michał Pawluczyk ITC
Michał Pawluczyk,,
- The Institute of Heat Engineering
Title in PolishAnaliza zrzutu pary w rektorze lekkowodnym podczas awarii utraty chłodziwa
Supervisor Grzegorz Niewiński ITC
Grzegorz Niewiński,,
- The Institute of Heat Engineering
Certifying unitFaculty of Power and Aeronautical Engineering (FPAE)
Affiliation unitThe Institute of Heat Engineering (IHE)
Study subject / specializationEnergetyka (Power Engineering)
Languageen angielski
StatusFinished
Defense Date12-06-2013
Issue date (year)2013
Pages91
Internal identifierMEL; PD-2229
Reviewers Konrad Świrski ITC
Konrad Świrski,,
- The Institute of Heat Engineering
, Grzegorz Niewiński ITC
Grzegorz Niewiński,,
- The Institute of Heat Engineering
Keywords in Polishenergetyka jądrowa, reaktory jądrowe, przepływy dwufazowe, chłodziwa, bezpieczeństwo w energetyce
Keywords in Englishnuclear engineering, LOCA, two-phase flow, blowdown, RELAP, TRACE, MELCOR, PWR,BWR, thermal-hydraulics  
Abstract in PolishPraca dotyczy zagadnienia bezpieczeństwa w energetyce jądrowej. Praca została napisana przy realizacji zadania badawczego SARWUT - "Opracowanie metod i wykonanie analiz bezpieczeństwa w reaktorach jądrowych przy zaburzeniach w odbiorze ciepła i w warunkach ciężkich awarii" wykonywanego w Politechnice Warszawskiej w ramach program strategicznego Narodowego Centrum Badań i Rozwoju pt. ”Technologie wspomagające bezpieczny rozwój energetyki jądrowej”. Autor przedstawia zarys filozofii bezpieczeństwa w instalacjach jądrowych oraz ryzyka związanego z eksploatacją źródeł promieniowania jak również dziesięć zasad bezpieczeństwa jądrowego proponowanych przez Międzynarodową Agencję Energii Atomowej - IAEA. Opisane zostały najbardziej popularne typy reaktorów lekko-wodnych – Reaktor Wodny Ciśnieniowy (PWR) i Reaktor Wodny Wrzący (BWR). Praca skupia się na problemach związanych z przepływem krytycznym dwufazowym oraz obliczeniach związanych z ciężkimi awariami utraty chłodziwa (LOCA- loss of coolant accident). Przedstawiony został model analityczny napisany w środowisku MATLAB służący do rozwiązywania zagadnienia wypływu krytycznego dwufazowego ze zbiornika ciśnieniowego. Rozwiązanie oparte o korelacje empiryczne dostępne w literaturze zostało porównane z modelami sporządzonymi w tzw. kodach systemowych jak RELAP5, TRACE i MELCOR. Opisana została zasada działania wszystkich rozwiązań ze zwróceniem uwagi na korelacje dla przepływu dwufazowego krytycznego i sposób ich implementacji. Rozdziały szósty oraz siódmy przedstawiają wyniki rozwiązania analitycznego modelu fizycznego (wraz z różnymi korelacjami) dla zbiornika ciśnieniowego o parametrach typowych dla PWR (woda przechłodzona) i BWR (woda w stanie nasyconym) porównane z modelami o tych samych parametrach rozwiązanych w systemach RELAP5, TRACE, MELCOR. Kolejny rozdział rozwija analizę zrzutu pary ze zbiornika jako część scenariusza awarii utraty chłodziwa poprzez analizę podwójnego gilotynowego rozerwania zimnej nitki obiegu pierwotnego dla siłowni jądrowej. Porównane są dwie podobne dyskretyzacje dostarczone wraz z pakietem RELAP5/SNAP (SNAP-symbolic nuclear analysis package). Obie symulacje pokazują rozerwanie dla systemu w trakcie stanu przejściowego oraz jak drobne różnice w modelowaniu przekładają się na wynik końcowy symulacji. Pokazane zostały również analizy tzw. “małej awarii utraty chłodziwa” jako rozerwania o mniejszej średnicy bądź awarii niezamknięcia zaworu bezpieczeństwa. Kolejny rozdział przedstawia wyniki analizy dużej awarii utraty chłodziwa w reaktorze wrzącym BWR pierwszej generacji – Mark I na podstawie modelu rzeczywistego reaktora Peach Bottom Ostatnie rozdziały zawierają spis literatury oraz ilustracji jak również dodatek zawierający kod źródłowy dla rozwiązania analitycznego w środowisku MATLAB oraz pliki wsadowe dla modeli zbiornika reaktora w RELAP5,TRACE oraz MELCOR.
File
Pawluczyk, praca dyplomowa.docx 13.53 MB

Get link to the record
msginfo.png

Back