WWW-1000 reaktör kalbinde soğutucu akış dinamiğinin nokta2G-RC koduna uyarlanan çapraz akışlı direkt (ÇAD) ve diğer çözüm yöntemleriyle incelenmesi
Loading...
Files
Date
2018
Authors
Journal Title
Journal ISSN
Volume Title
Publisher
Türkiye Atom Enerjisi Kurumu
Abstract
Bir nükleer güç reaktörünün güvenli işletimi ve bir değişim esnasındaki davranışını önceden belirlemek için reaktör kalbinde, her türlü statik ve dinamik analizler en ince ayrıntısına kadar yapılır. Reaktör analizlerinde, gerek nötronik ve gerekse ısıl-hidrolik parametreler her zaman gayet doğru belirlenmelidir. Bir reaktör kalbinde hassas akış dinamiği analizi, reaktörün güvenli işletimi için kesinlikle zorunludur. Bir reaktör kalbindeki soğutucu akışı, normal işletim koşullarında oldukça düzgün olabilir fakat bir geçiş veya kaza durumunda, o derece düzgün olmayabilir. Bundan dolayı, muhtemel her türlü geçiş ve kaza durumunda bir reaktör kalbindeki akış dinamiği, reaktör güvenlik koşullarının sağlanıp sağlanamadığını tespit etmek için ayrıntılı olarak mutlaka incelenir. Bu amaçla yazılmış birçok hesaplama kodu mevcuttur. Bunlardan biri, COBRA- IV-I kodu olup reaktör kalbindeki akış dinamiğini altkanal analiz yaklaşımıyla inceler. Bu kod, statik ve yavaş geçişler için, kanallar arasındaki çapraz kütle akışlarını tepit etmek için bir Gauss-Seidel iterasyon tekniği kullanır. WWER-1000 reaktör kalbindeki akış dinamiği bu teknikle incelendiğinde, önemli kaynamanın olduğu küçük akış hızlarında yakınsama sorunu görüldü. Ayrıca, kalp basınç düşüm geçişleri için kullanılmayan bu yöntem, çok sayıda hesap bölgesi ve birçok hesaplama çevrimi içeren dinamik analizler için de pek uygun değildir. Bu nedenlerden dolayı, bir reaktör kalbinde kanallar arasındaki yatay (çapraz) kütle akışlarını hesaplamak için yeni bir çözüm tekniği (Çapraz Akışlı Direkt, ÇAD) geliştirilip NOKTA2G-RC koduna uyarlandı. Böylece, olası her türlü önemli geçiş ve kaza durumlarında, bir WWER reaktör kalbindeki soğutucu akış dinamiği, bir yakınsama sorunuyla karşılaşmaksam çok daha hızlı şekilde incelenir. Koda henüz uyarlanan bu çapraz akış çözüm yöntemini Gauss-Seidel iterasyon tekniğiyle mukayese etmek için WWER-1000 reaktör kalbindeki akış dinamiği, çok farklı durumlar için incelendi. Bunlar, reaktörün sıcak sıfır güçte ve tam güçte işletimini, tam gücün yüzde elli ve yüzde yüz artımlarını, tam güçte soğutucu giriş sıcaklığının bir miktar artımıyla akış debisinin yarıya düşmesini, zorlamalı soğutmadan doğal dolaşımlı soğutmaya geçiş ve reaktörün yüzde yedi güç seviyesinde doğal dolaşımla soğutulmasını içerir. Yapılan bu analizlere göre, Gauss- Seidel iterasyon ve ÇAD çözüm yöntemleri birbirine çok benzer sonuçlar vermektedir. Bunun ötesinde, küçük akış hızlarında ve soğutucuda belirli bir miktar kaynamanın oluştuğu ve Gauss-Seidel iterasyon yöntemiyle incelenemeyen bazı durumlar, ÇAD yöntemiyle oldukça başarılı bir şekilde analiz edildi. Sonuç olarak, WWER reaktör kalbini etkileyen herhangi bir sert geçiş veya kaza durumu, bu yeni çözüm yöntemiyle kabul edilir doğrulukta çok daha hızlı İncelenmektedir. Burada yapılan analizlere göre, WWER-1000 reaktör kalp tasarımı, akış dinamiği acısından gayet iyi optimize edilmiştir. Normal işletim koşullarında, WWER reaktör kalbinde ısıl- hidrolik parametreler, tek boyutlu bir akış dinamiği kodu ile yeteri kadar doğru tespit edilebilir. Fakat soğutucuda hatırı sayılır bir kaynamanın oluştuğu durumlar, bir 3D akış dinamiği kodu veya altkanal analiz yaklaşımı kullanan bir kod ile incelenmelidir. Soğutucuda belirli bir miktarda kaynamanın oluşması durumunda, bir WWER reaktör kalbindeki doğal dolaşımla soğutma analizi bir 3D koduyla yapılmalıdır. Eğer, bu analiz tek boyutlu bir kod ile yapılırsa, kalp ortalama ısıl-hidrolik yani ortalama akış kanal değerlerinin kullanılmasıyla ancak makul sonuçlar elde edilebilir.
For safely operation of a nuclear power reactor and determining its behavior during an event, in advance, all kinds of static and dynamic anayses are done in the reactor core in detail. In reactor analyses, both of neutronic and thermal-hydraulic parameters have to be determined always accurately. Precisely analyzing of the flow dynamic in a reactor core is absolutely required for safely operation of the reactor. The coolant flow in a reactor core can be very uniform in normal operation conditions but, it may not be so proper during a transient or an accident case. Therefore, coolant flow dynamic in the reactor core must be analyzed for all kinds of possible transient and accident cases in detail to find out, whether or not, the safety criteria of the reactor are met for all of these cases. For this, there are numbers of computation codes. One of them is COBRA-IV-I which analyzes the flow dynamic in a reactor core with using a subchannel analysis approach. The code uses a Gauss-Seidel iteration method to calculate the mass cross-flow among subchannels for both static and slow transient cases. When the flow dynamic in WWER-1000 reactor core is being analyzed with this technique, a convergence problem occurs for some cases. In addition to this, the Gauss-Seidel iteration scheme not used for core boundary pressure drop transiences, is also not so convenient for dynamic analyses which consist of many computation regions and a lot of computation loops. Because of these reasons, a new solution method (Cross-Flow Direct), which determines mass cross- flows among subchannels in a reactor core, was developed and applied to NOKTA2G-RC code. Thus, coolant flow dynamic in a WWER reactor core can be analyzed much faster and without any convergence problem for all kinds of possible transient and accident cases. To compare the new cross-flow solution method already applied to NOKTA2G-RC code with the Gauss-Seidel iteration technique, the fluid dynamic in WWER-1000 reactor core was analyzed for very different cases. These cases include hot-zero and full power operations of the reactor, fifty and a hundred percent increases of the full power with unchanged inlet conditions, fifty percent decrease of the inlet mass flow with an increase of inlet coolant temperature at full power, a part of transience from forced convection to natural convection at a reduced power rate and finally a pure natural convection cooling of the core at seven percent of full power rate. According to results obtained in these analyses, Gauss- Seidel iteration and the new CFD techniques are in very good agreement. Moreover, the cases of low flow speeds and some considerable boiling in the flow, which can not be analyzed with the Gauss-Seidel iteration method, were analyzed with the CFD technique very successfully. As a conclusion, any transient or accident case that effects the WWER reactor core, therefore, can be analyzed with this new method accurately and faster. According to analyses done here, the design of the WWER-1000 reactor core is well optimized in respect of the flow dynamic. For normal operation cases, thermal-hydraulic parameters in the reactor core, can be determined with a one-dimensional fluid dynamic code reasonably accurate. But, the cases of some considerable boiling occured in the coolant have to be analyzed with a 3D fluid dynamic code or a code which uses a subchannel analysis approach. The cooling analysis of a WWER reactor core by natural convection has to be done with a 3D fluid dynamic code when considerable boiling occured in the coolant. If this analysis should be done by a one dimensional code, more reasonable results can be obtained by using core average thermal-hydraulic values as those of an average flow channel.
For safely operation of a nuclear power reactor and determining its behavior during an event, in advance, all kinds of static and dynamic anayses are done in the reactor core in detail. In reactor analyses, both of neutronic and thermal-hydraulic parameters have to be determined always accurately. Precisely analyzing of the flow dynamic in a reactor core is absolutely required for safely operation of the reactor. The coolant flow in a reactor core can be very uniform in normal operation conditions but, it may not be so proper during a transient or an accident case. Therefore, coolant flow dynamic in the reactor core must be analyzed for all kinds of possible transient and accident cases in detail to find out, whether or not, the safety criteria of the reactor are met for all of these cases. For this, there are numbers of computation codes. One of them is COBRA-IV-I which analyzes the flow dynamic in a reactor core with using a subchannel analysis approach. The code uses a Gauss-Seidel iteration method to calculate the mass cross-flow among subchannels for both static and slow transient cases. When the flow dynamic in WWER-1000 reactor core is being analyzed with this technique, a convergence problem occurs for some cases. In addition to this, the Gauss-Seidel iteration scheme not used for core boundary pressure drop transiences, is also not so convenient for dynamic analyses which consist of many computation regions and a lot of computation loops. Because of these reasons, a new solution method (Cross-Flow Direct), which determines mass cross- flows among subchannels in a reactor core, was developed and applied to NOKTA2G-RC code. Thus, coolant flow dynamic in a WWER reactor core can be analyzed much faster and without any convergence problem for all kinds of possible transient and accident cases. To compare the new cross-flow solution method already applied to NOKTA2G-RC code with the Gauss-Seidel iteration technique, the fluid dynamic in WWER-1000 reactor core was analyzed for very different cases. These cases include hot-zero and full power operations of the reactor, fifty and a hundred percent increases of the full power with unchanged inlet conditions, fifty percent decrease of the inlet mass flow with an increase of inlet coolant temperature at full power, a part of transience from forced convection to natural convection at a reduced power rate and finally a pure natural convection cooling of the core at seven percent of full power rate. According to results obtained in these analyses, Gauss- Seidel iteration and the new CFD techniques are in very good agreement. Moreover, the cases of low flow speeds and some considerable boiling in the flow, which can not be analyzed with the Gauss-Seidel iteration method, were analyzed with the CFD technique very successfully. As a conclusion, any transient or accident case that effects the WWER reactor core, therefore, can be analyzed with this new method accurately and faster. According to analyses done here, the design of the WWER-1000 reactor core is well optimized in respect of the flow dynamic. For normal operation cases, thermal-hydraulic parameters in the reactor core, can be determined with a one-dimensional fluid dynamic code reasonably accurate. But, the cases of some considerable boiling occured in the coolant have to be analyzed with a 3D fluid dynamic code or a code which uses a subchannel analysis approach. The cooling analysis of a WWER reactor core by natural convection has to be done with a 3D fluid dynamic code when considerable boiling occured in the coolant. If this analysis should be done by a one dimensional code, more reasonable results can be obtained by using core average thermal-hydraulic values as those of an average flow channel.
Description
TENMAK D.N.. 10585
Keywords
Nuclear power plants, Nükleer güç santralleri, Crossflow direct solution, Çapraz akışlı direk çözüm, Gauss-Seidel iteration, Gauss-Seidel iterasyonu, Flow dynamics in the WWER-1000 reactor core, WWER-1000 reaktör kalbinde akış dinamiği, Subchannel analysis method, Altkanal analiz yöntemi, Programming, Programlama
Citation
Kaya, Ş. (2018). WWW-1000 reaktör kalbinde soğutucu akış dinamiğinin nokta2G-RC koduna uyarlanan çapraz akışlı direkt (ÇAD) ve diğer çözüm yöntemleriyle incelenmesi. Ankara : Türkiye Atom Enerjisi Kurumu.