Transient thermal hydraulic analysis of the IAEA 10MW MTR reactor during Loss of Flow Accident to investigate the flow inversion

Al-Yahia, Omar S.; Albati, Mohammad A.; Park, Jonghark; Chae, Hobyung; Jo, Daeseong

doi:10.1016/j.anucene.2013.06.010

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“…The IAEA Research Reactor is a pool-type MTR, 10 MW. The core is cooled by light water in a forced circulation mode with an average coolant inlet velocity of 3.55 m/s, the operating pressure of 1.7 bar, inlet coolant temperature of 311 K and the core coolant flow direction is downwards [13]. Simulated flow blockage observations using the reactor data have been carried out for one sub-channel with an 80 % blockage ratio and several blockage positions including the inlet, middle, and outlet, in which no boiling occurs in all blockage cases [9].…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

CFD simulation of partial channel blockage on plate-type fuel of TRIGA-2000 conversion reactor core

et al. 2022

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A nuclear reactor cooling system that has been operating for a long time can carry some debris into a fuel coolant channel, which can result in a blockage. An in-depth two-dimensional simulation of partial channel blockage can be carried out using FLUENT Code. In this study, a channel blockage simulation is employed to perform a safety analysis for the TRIGA-2000 reactor, which is converted using plate-type fuel. Heat generation on the fuel plate takes place along its axial axis. The modelling of the fuel-plate is in the form of a rectangular sub-channel with an inlet coolant temperature of 308 K with a low coolant velocity of 0.69 m/s. It is assumed that blockage is in a form of a thin plate, with the blockage area being assumed to be 60 %, 70 %, and 80 % at the sub-channel inlet flow. An unblocking condition is also compared with a steady-state calculation that has been done by COOLOD-N2 Code. The results show that a partial blockage has a significant impact on the coolant velocity. When the blockage of 80 % occurs, a maximum coolant temperature locally reaches 413 K. While the saturation temperature is 386 K. From the point of view of the safety aspect, the blockage simulation result for the TRIGA-2000 thermal-hydraulic core design using plate-type fuel shows that a nucleate boiling occurs, which from the safety aspect, could cause damage to the fuel plate.

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Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

CFD simulation of partial channel blockage on plate-type fuel of TRIGA-2000 conversion reactor core

et al. 2022

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“…This event is simulated by assuming that the reactor is in operation at nominal power of 50 MW, primary coolant flow rate of 900 kg/s, and coolant pressure of 8 kgf/cm 2 and power supply is suddenly lost. This event is simulated using a transient computation code, Table 1: Potential accidents on primary coolant system [8].…”

Section: Methodology Loss Of Flow Event Simulationmentioning

confidence: 99%

“…The fundamental laws of mass, momentum, and energy conservation for irregular shape with constant control volume V, and surface area S, are as follows (Liepmann, 1957;Delhaye, 1981) [8]: Simulation of loss of coolant flow is carried out using PARET-ANL code. Before transient calculation is performed, steady state condition should be identified first where it is assumed that the reactor has been in operation for 24 hours so that equilibrium condition is achieved.…”

Section: Theorymentioning

confidence: 99%

“…To study the CARR thermal hydraulic safety characteristics at accident condition due to station blackout, Wenxi Tian et al (2007) conducted an accidental analysis using TSACC code developed [6]. The use of computer codes for calculation such as PARET-ANL, RELAP-5 et cetera has proved that these codes can be used to analyze thermal hydraulic safety at steady state and transient state as carried out by Hamidouche (2009), Omar S. AL-Yahia et al (2013), and Chatzidakis (2014) [7][8][9].…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

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Loss Of Flow Event Analysis Of The Rri-50 Conceptual Design

Hastuti¹

2016

KEn

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“…Estas modelagens são capazes de apresentar características específicas dentro de um determinado domínio computacional, que muitas vezes só poderiam ser observadas com o uso de laboratórios e equipamentos específicos e muitas vezes inacessíveis a maioria dos centros de pesquisa. (AL-YAHIA et al, 2013).…”

Section: Motivação E Justificativa Do Trabalhounclassified

Simulação numérica de um acidente tipo perda lenta de vazão em um reator nuclear de pesquisa

Scuro¹

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Gostaria de agradecer ao incentivo e apoio de meus amados pais e irmã, Edison Scuro, Themis Maria Lymberis Scuro e Alessandra Lymberis Scuro, que sempre estiveram prontos para me ouvir, orientar e apoiar independente de qualquer decisão ou situação. Pelo amor, carinho e dedicação como família. À minha querida namorada Thais Lins, que tanto me deu forças para prosseguir em relação a este trabalho, quanto aos meus objetivos pessoais e profissionais, sempre me motivando a buscar cada vez mais. Aos meus eternos amigos, Pedro Miranda, Gustavo Assen, Roberto Arcos, Arthur Prestes, Danilo Risegato, Matheus Cavalcante e Luis Ramos pelos incontáveis conselhos, apoio e motivação direta e indireta para conclusão deste trabalho. Ao Prof. Delvonei Alves de Andrade, orientador desta dissertação, que me recebeu de braços abertos desde o primeiro dia no IPEN e tanto em ensinou sobre a vida profissional e acadêmica. Ao pesquisador Pedro Ernesto Umbehaun, tanto pelas incontáveis informações da área nuclear, discussões e avaliações sobre os resultados deste e outros trabalhos, quanto pela amizade, companheirismo e conselhos pessoais. Ao Prof. Gabriel Angelo, que desde a graduação e iniciação científica tanto me ensinou. Pelo exemplo de professor e amigo e pela coorientação acadêmica e profissional. Aos profissionais do CEN e CRPq, que auxiliaram nos testes no reator. Em especial ao Walmir Máximo Torres, Alberto de Jesus Fernando e Jose Roberto Berretta. A Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e ao Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), pela concessão de bolsa de estudos, o que permitiu tal estudo ser concluído. v RESUMO NIKOLAS, L.S. Simulação numérica de um acidente tipo perda lenta de vazão em um reator nuclear de pesquisa. 2019 122 p. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear)-Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares-IPEN-CNEN/SP. São Paulo As simulações numéricas de acidentes em reatores nucleares de pesquisa necessitam de constante aprimoramento, originando metodologias validadas, o que permite aproximar os cálculos numéricos a um comportamento físico. O trabalho proposto consiste em elaborar uma metodologia numérica tridimensional para análise de um acidente tipo perda lenta de vazão, comumente nomeado de SLOFA, do inglês, slow loss of flow accident, para o reator nuclear IEA-R1. Utilizando códigos numéricos para escoamentos tridimensionais (ANSYS CFX ®) foi possível observar a dinâmica do escoamento, prever a localização da temperatura máxima do revestimento e o instante da inversão do sentido de escoamento. Sete modelos de turbulência foram analisados individualmente para elaboração da metodologia, porém, inúmeras dificuldades foram observadas no processo de solução para os modelos ZE, EVTE, SSG, − , − , SST e DES. O modelo que atendeu aos requisitos estabelecidos, entre eles, tempo computacional e solução numérica compatível com solução física, foi o modelo de turbulência −. Entre as justificativas para este resultado pode-se citar a ausência da lei logarítmica de parede e simplicidade na solu...

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Transient thermal hydraulic analysis of the IAEA 10MW MTR reactor during Loss of Flow Accident to investigate the flow inversion

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