Передвипробувальне CFD моделювання установки змішування гідропрес з використанням ANSYS CFX
The main objective for the quantification of the fluid mixing in the downcomer and the lower plenum is the demonstration of the safety of the nuclear plant during поп-symmetrical transients. This concerns two main topics: The risk of brittle fracture of the Reactor Pressure Vessel (RPV) due to Press...
Збережено в:
| Дата: | 2007 |
|---|---|
| Автори: | , , , , , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | English |
| Опубліковано: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2007
|
| Онлайн доступ: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1077 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Репозитарії
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-1077 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| collection |
OJS |
| language |
English |
| format |
Article |
| author |
Höhne, T. Rohde, U. Melideo, D. Moretti, F. D’Auria, F. Shishov, A. Lisenkov, E. |
| spellingShingle |
Höhne, T. Rohde, U. Melideo, D. Moretti, F. D’Auria, F. Shishov, A. Lisenkov, E. Передвипробувальне CFD моделювання установки змішування гідропрес з використанням ANSYS CFX |
| author_facet |
Höhne, T. Rohde, U. Melideo, D. Moretti, F. D’Auria, F. Shishov, A. Lisenkov, E. |
| author_sort |
Höhne, T. |
| title |
Передвипробувальне CFD моделювання установки змішування гідропрес з використанням ANSYS CFX |
| title_short |
Передвипробувальне CFD моделювання установки змішування гідропрес з використанням ANSYS CFX |
| title_full |
Передвипробувальне CFD моделювання установки змішування гідропрес з використанням ANSYS CFX |
| title_fullStr |
Передвипробувальне CFD моделювання установки змішування гідропрес з використанням ANSYS CFX |
| title_full_unstemmed |
Передвипробувальне CFD моделювання установки змішування гідропрес з використанням ANSYS CFX |
| title_sort |
передвипробувальне cfd моделювання установки змішування гідропрес з використанням ansys cfx |
| title_alt |
Pre-Test CFD Simulations of a Gidropress Mixing Facility Experiment Using ANSYS CFX |
| description |
The main objective for the quantification of the fluid mixing in the downcomer and the lower plenum is the demonstration of the safety of the nuclear plant during поп-symmetrical transients. This concerns two main topics: The risk of brittle fracture of the Reactor Pressure Vessel (RPV) due to Pressurized Thermal Shock (PTS) and the risk of core reactivity excursion during поп-symmetrical transient such as Main Steam Line Breaks (MSLB) or Boron Dilution Transients (BDT). These scenarios are studied in the 1:5 scaled WER-1000 reactor model at OKB “Gidropress ” in the framework of a TACIS project: “Development of safety analysis capabilities for VVER-1000 transients involving spatial variations of coolant properties (temperature or boron concentration) at core inlet’’.
The З-D computational fluid dynamics (CFD) codes provide an effective tool for mixing calculations. In recent years, the rapid development of both the software and the computers has made it feasible to study the coolant mixing in sufficient detail and to perform the calculations for transient conditions. The CFD-Code used was ANSYS CFX. The geometric details of the construction internals inside the RPV have a strong influence on the flow field and on the mixing. Therefore, a detailed representation of the inlet region, the spacer in the downcomer, the elliptical perforated plate and the complicated structures in the lower plenum was necessary. All parts of the lower plenum structures were modeled in detail. The computational grid contained 4.3 Million nodes. In the VVER-1000 reactor, similar characteristic flow and mixing pattern are observed in the case of nominal flow conditions like for Western type PWR. Sensitivity analyses were performedfollowing recommendations included in the ECORA Best Practice Guidelines.
Regarding the flow field and mixing in the downcomer during four loop operation at nominal flow rates, it has been shown that a sharp sector formation like in western 4-loop reactors appears. The flow field is inhomogeneous, in fact high velocity values occur beside the loop positions, and not below the inlet nozzles, which indicates the presence of recirculation areas or stagnant zones. Regarding the flow field and mixing at the core inlet, it has been shown that the mass flow rate distribution is more or less homogenous over the core diameter due to the lower plenum internals, the perturbed sector covers more or less one fourth of the core; a sharp sector formation like in western 4-loop reactors appears, weak mixing zones appear (around 99.7% of the unperturbed concentration). In most cases, the sensitivity analyses performed did not show any appreciable dependence of the results with respect to the addressed parameters. A three loop operation was chosen to show the differences of the flow and mixing behavior compared to the four loop operation.
An extensive experimental program is now running, aimed at studying different flow conditions in the reactor mock up, such as the start-up of the 1st coolant pump or natural circulation conditions with density differences of the primary coolant. Pre and post test CFD simulations are being carried out for code validation and for a deeper understanding of the flow and mixing behavior in the VVER-1000 reactor also in the future of the project. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2007 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1077 |
| work_keys_str_mv |
AT hohnet pretestcfdsimulationsofagidropressmixingfacilityexperimentusingansyscfx AT rohdeu pretestcfdsimulationsofagidropressmixingfacilityexperimentusingansyscfx AT melideod pretestcfdsimulationsofagidropressmixingfacilityexperimentusingansyscfx AT morettif pretestcfdsimulationsofagidropressmixingfacilityexperimentusingansyscfx AT dauriaf pretestcfdsimulationsofagidropressmixingfacilityexperimentusingansyscfx AT shishova pretestcfdsimulationsofagidropressmixingfacilityexperimentusingansyscfx AT lisenkove pretestcfdsimulationsofagidropressmixingfacilityexperimentusingansyscfx AT hohnet peredviprobuvalʹnecfdmodelûvannâustanovkizmíšuvannâgídropreszvikoristannâmansyscfx AT rohdeu peredviprobuvalʹnecfdmodelûvannâustanovkizmíšuvannâgídropreszvikoristannâmansyscfx AT melideod peredviprobuvalʹnecfdmodelûvannâustanovkizmíšuvannâgídropreszvikoristannâmansyscfx AT morettif peredviprobuvalʹnecfdmodelûvannâustanovkizmíšuvannâgídropreszvikoristannâmansyscfx AT dauriaf peredviprobuvalʹnecfdmodelûvannâustanovkizmíšuvannâgídropreszvikoristannâmansyscfx AT shishova peredviprobuvalʹnecfdmodelûvannâustanovkizmíšuvannâgídropreszvikoristannâmansyscfx AT lisenkove peredviprobuvalʹnecfdmodelûvannâustanovkizmíšuvannâgídropreszvikoristannâmansyscfx |
| first_indexed |
2024-09-01T17:42:21Z |
| last_indexed |
2024-09-01T17:42:21Z |
| _version_ |
1809016466352111616 |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-10772024-03-28T12:17:30Z Pre-Test CFD Simulations of a Gidropress Mixing Facility Experiment Using ANSYS CFX Передвипробувальне CFD моделювання установки змішування гідропрес з використанням ANSYS CFX Höhne, T. Rohde, U. Melideo, D. Moretti, F. D’Auria, F. Shishov, A. Lisenkov, E. The main objective for the quantification of the fluid mixing in the downcomer and the lower plenum is the demonstration of the safety of the nuclear plant during поп-symmetrical transients. This concerns two main topics: The risk of brittle fracture of the Reactor Pressure Vessel (RPV) due to Pressurized Thermal Shock (PTS) and the risk of core reactivity excursion during поп-symmetrical transient such as Main Steam Line Breaks (MSLB) or Boron Dilution Transients (BDT). These scenarios are studied in the 1:5 scaled WER-1000 reactor model at OKB “Gidropress ” in the framework of a TACIS project: “Development of safety analysis capabilities for VVER-1000 transients involving spatial variations of coolant properties (temperature or boron concentration) at core inlet’’. The З-D computational fluid dynamics (CFD) codes provide an effective tool for mixing calculations. In recent years, the rapid development of both the software and the computers has made it feasible to study the coolant mixing in sufficient detail and to perform the calculations for transient conditions. The CFD-Code used was ANSYS CFX. The geometric details of the construction internals inside the RPV have a strong influence on the flow field and on the mixing. Therefore, a detailed representation of the inlet region, the spacer in the downcomer, the elliptical perforated plate and the complicated structures in the lower plenum was necessary. All parts of the lower plenum structures were modeled in detail. The computational grid contained 4.3 Million nodes. In the VVER-1000 reactor, similar characteristic flow and mixing pattern are observed in the case of nominal flow conditions like for Western type PWR. Sensitivity analyses were performedfollowing recommendations included in the ECORA Best Practice Guidelines. Regarding the flow field and mixing in the downcomer during four loop operation at nominal flow rates, it has been shown that a sharp sector formation like in western 4-loop reactors appears. The flow field is inhomogeneous, in fact high velocity values occur beside the loop positions, and not below the inlet nozzles, which indicates the presence of recirculation areas or stagnant zones. Regarding the flow field and mixing at the core inlet, it has been shown that the mass flow rate distribution is more or less homogenous over the core diameter due to the lower plenum internals, the perturbed sector covers more or less one fourth of the core; a sharp sector formation like in western 4-loop reactors appears, weak mixing zones appear (around 99.7% of the unperturbed concentration). In most cases, the sensitivity analyses performed did not show any appreciable dependence of the results with respect to the addressed parameters. A three loop operation was chosen to show the differences of the flow and mixing behavior compared to the four loop operation. An extensive experimental program is now running, aimed at studying different flow conditions in the reactor mock up, such as the start-up of the 1st coolant pump or natural circulation conditions with density differences of the primary coolant. Pre and post test CFD simulations are being carried out for code validation and for a deeper understanding of the flow and mixing behavior in the VVER-1000 reactor also in the future of the project. Основною метою кількісної оцінки змішування рідини в опускній частині і нижній камері змішування є підтвердження безпеки атомної електростанції при несиметричних перехідних процесах. Це стосується двох основних питань: ризику окрихлення корпусу реактора (КР) за рахунок гідравлічного удару у гарячому стані (ГУГС), та ризику стрибка реактивності активної зони при такому несиметричному перехідному процесі як розрив головного паропроводу (РГП) або перехідному процесі розбавлення бору (ППРБ). Ці сценарії вивчаються на моделі реактора ВВЕР-1000, масштабом 1:5 на ДКБ «Гідропрес» в рамках проекту TACIS: “Розвиток можливостей аналізу безпеки для перехідних процесів ВВЕР-1000, включаючи просторові зміни властивостей теплоносія (температура або концентрація бору) на вході активної зони”. Коди тривимірної CFD є ефективними інструментами для розрахунків змішування. За останні роки стрімкий розвиток програмного забезпечення і комп'ютерів дозволив детально досліджувати змішування теплоносія і проводити розрахунки умов перехідних процесів. Використовувався код CFD ANSYS CFX. Геометричні деталі внутріїиньокорпусних пристроїв реактора сильно впливають на поле потоку і змішування. Тому необхідний детальний опис області на вході, роздільника в опускній частині, еліптичного перфорованого днища шахти і складних структур в нижній камері змішування. Всі частини конструкцій нижньої камери змішування детально змодельовані. Розрахункові сітки включають 4.3 мільйона вузлів. У реакторі ВВЕР-1000 спостерігаються такі ж характеристики потоку і моделі змішування, як і в західних реакторах ВВЕР. Аналізи чутливості проводяться на основі рекомендацій, включених в Керівництво якнайкращої практики ECORA. Стосовно поля потоку і змішування в опускній частині при експлуатації з чотирма петлями на номінальній потужності потоку, було показано, що відбувається сильна формація сектора, як в реакторах з чотирма петлями західного типу. Поле потоку неоднорідне, фактично, в ньому спостерігаються значення високої швидкості за межами позицій контурів і не нижче за патрубки на вході, які указують на наявність областей рециркуляції або застійних зон. Що стосується поля потоку і змішування у впускному отворі активної зони, було показано, що розповсюдження питомої масової витрати є приблизне однорідним по діаметру активної зони за рахунок нижніх внутрішньокорпусних пристроїв, сектор збурення охоплює приблизно одну четверту активної зони; відбувається сильна формація сектора, як в реакторах з чотирма петлями західного типу і з'являються слабкі зони змішування (близько 99.7% концентрації до збурення). В більшості випадків, проведені аналізи чутливості не показують істотної залежності результатів по відношенню до розглянутих параметрів. Експлуатація з трьома петлями була вибрана для того, щоб показати відмінності потоку і поведінки змішування в порівнянні з експлуатацією на чотирьох петлях. Зараз проводиться всебічна експериментальна програма, направлена на вивчення різних умов потоку на макеті реактора, наприклад, запуск першого циркуляційного насоса або умови природної циркуляції з різницею щільності в теплоносії першого контуру. Модифікації CFD перед і після випробувань проводяться для валідацїї коду і з метою більшого розуміння потоку і поведінки змішування в реакторі ВВЕР-1000 також в майбутньому проекту. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2007-06-28 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1077 Nuclear and Radiation Safety; Vol 10 No 3 (2007): Nuclear and Radiation Safety; 62-73 Ядерна та радіаційна безпека; Том 10 № 3 (2007): Ядерна та радіаційна безпека; 62-73 2073-6231 en https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1077/781 |