Determination of the hydrogen source term during the reflooding of an overheated core: Calculation results of the integral reflood test QUENCH-03 with PWR-type bundle

Chikhi, Nourdine; Nguyen, Nam Giang; Fleurot, J.

doi:10.1016/j.nucengdes.2012.05.026

Cited by 6 publications

(2 citation statements)

References 16 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…The fission product release data in case of fuel rods melting process is limited due to safety reasons of performed tests (melting process cannot be fully performed and only the initial stage of this process can be done in the experimental facility) and high costs of such experiments. Such experiments are PHEBUS, QUENCH, LOFT LP-FP2 (partially CODEX, CORA and PARAMETR experiments) (Kaliatka and Vileiniskis, 2011;Chikhi et al, 2012).…”

Section: Evaluation Of Fission Product Release During Loss Of Water Fmentioning

confidence: 99%

Features of modelling of processes in spent fuel pools using various system codes

Ognerubov

Кaliatka

Vileiniškis

2014

Annals of Nuclear Energy

View full text Add to dashboard Cite

Section: Evaluation Of Fission Product Release During Loss Of Water Fmentioning

confidence: 99%

Features of modelling of processes in spent fuel pools using various system codes

Ognerubov

Кaliatka

Vileiniškis

2014

Annals of Nuclear Energy

View full text Add to dashboard Cite

“…abiem atvejais kuro strypų apvalkalų temperatūros per sąly-ginai trumpą laiką (dėl didelio branduolinio kuro išskiriamo liekamosios šilumos kiekio) pasiekia aukštas reikšmes bei kuro strypų apvalkalai yra tik lengvai oksiduoti (plėvelės storis -maždaug iki 30 μm, kas atitinka suslėgto vandens reaktoriaus (PWr) būseną normaliomis eksploatacijos sąlygomis). todėl QUenCH-3 eksperimentas taikomas sunkiąsias avarijas vertinančių modelių validacijai bei susidarančio vandenilio funkciniam priklausomumui nuo staigaus aušinimo greičio ir pradinės temperatūros tirti [7]. nustatyta, jog aSteC kodas yra tinkamas apibūdin-ti visas pereinamojo proceso fazes: papildomą šilumos išsiskyrimą dėl cirkalojaus oksidacijos vandens garo aplinkoje, staigų temperatūros šuo-lį aušinimo pradžioje, vandenilio susidarymą bei medžiagų lydymąsi ir pažeistų eksperimentinių rinklių vėsimą eksperimento pabaigoje.…”

unclassified

QUENCH-3 eksperimento modeliavimas ASTEC programų paketu

Šutas¹,

Кaliatka²,

Vileiniškis³

2015

energetika

View full text Add to dashboard Cite

Lietuvos energetikos institutas, Branduolinių įrenginių saugos laboratorija, Breslaujos g. 3, Algirdas.Kaliatka@lei.lt, Virginijus.Vileiniskis@lei.lt Pasaulio mokslininkai jau daugelį metų atlieka eksperimentinių procesų, vykstančių avariniu būdu aušinant branduolinio reaktoriaus aktyviąją zoną, tyrimus bei modeliuoja juos įvairiais programų paketais. Straipsnyje pateikiami QUenCH-3 eksperimento modeliavimo rezultatai, jų palyginimas su žinomais eksperimento duomenimis bei modeliavimo parametrų įtaka modeliavimo rezultatams. Modeliavimas buvo atliktas aSteC programų paketo iCare moduliu, varijuojant kaitinimo elementų papildomą kontaktų varžą, cirkonio dioksido savitąją šilumą ir šiluminį laidumą bei patiekiamo aušinančiojo vandens kiekį. Modeliuojant buvo analizuojami eksperimentinio stendo elementų temperatūros kitimas bei bendras eksperimento metu susidarančio vandenilio kiekis. nustatyta, jog apskaičiuotos kuro rinklės imitatoriaus temperatūros pakankamai gerai atitinka eksperimentinius rezultatus. tačiau eksperimento metu susidarančio vandenilio kiekis dvigubai viršija modeliavimo metu apskaičiuotą vandenilio kiekį. tai rodo, kad turima programų paketo versija nėra pritaikyta modeliuoti cirkonio oksidaciją, kai kuro rinklės yra smarkiai pažeis-tos. Didžiausią įtaką eksperimento modeliavimo rezultatams turi kaitinimo elementų papildomos kontaktinės varžos keitimas.Raktažodžiai: QUenCH-3 eksperimentas, aSteC programų paketas, kuro rinklė, cirkonio oksidacija ĮVADAS avarijos branduolinėje jėgainėje atveju, net ir sustabdžius grandininę reakciją branduoliniame reaktoriuje, labai svarbu užtikrinti pakankamą aktyviosios zonos aušinimą. aktyviąją zoną sudaro branduolinio kuro rinklės, susidedančios iš kuro strypų. kuro strypas -tai cirkonio lydinio hermetiškas vamzdelis, kuriame patalpintos branduolinio kuro (urano dioksido) tabletės. Šis užsandarintas vamzdelis (kuro strypo sudedamoji dalis) vadinamas apvalkalu. Dėl liekamosios šilumos išsiskyrimo branduolinio kuro tabletėse po reaktoriaus sustabdymo pagrindinių avarinio aušinimo sistemų veiklos sutrikimas gali tapti sunkiosios avarijos priežastimi. Jei reaktoriaus aktyvioji zona nepakankamai aušinama, kuro strypų temperatūra pradeda kilti. kai pasiekiama ~1100 k temperatūra, kuro strypų apvalkalai tampa plastiški ir pradeda deformuotis. temperatūrai perkopus 2000 k, šie cirkonio lydinio apvalkalai pradeda lydytis, susidaro urano oksido ir išsilydžiusio cirkonio eutektika. Urano dioksido tablečių lydymosi temperatūra -~3100 k. kai

show abstract

Investigation of SAM measures during selected MBLOCA sequences along with Station Blackout in a generic Konvoi PWR using ASTECV2.0

Gómez-García-Toraño

Espinoza

Stieglitz

2017

Annals of Nuclear Energy

View full text Add to dashboard Cite

Determination of the hydrogen source term during the reflooding of an overheated core: Calculation results of the integral reflood test QUENCH-03 with PWR-type bundle

Cited by 6 publications

References 16 publications

Features of modelling of processes in spent fuel pools using various system codes

Features of modelling of processes in spent fuel pools using various system codes

QUENCH-3 eksperimento modeliavimas ASTEC programų paketu

Investigation of SAM measures during selected MBLOCA sequences along with Station Blackout in a generic Konvoi PWR using ASTECV2.0

Contact Info

Product

Resources

About