Improving the RELAP5 code modeling of the siphon break effect in a pool type research reactor

Melhorando a modelagem com o código RELAP5 do efeito de quebra de sifão em reatores de pesquisa tipo piscina

Autores

Palavras-chave:

RELAP5, Reserarch Reactor, Siphon Break

Resumo

The pool water of a research reactor is used for emergency cooling of the reactor core. Siphon breakers are installed in the lines of the Core Cooling System to stop the loss of water from the pool due to the siphon effect during an accident involving piping ruptures. Previous studies discuss the effectiveness of siphon breakers based on the air inlet area and question the ability of one-dimensional thermo-hydraulic codes to model the siphon break devices. By means of comparison with experimental results, this work demonstrates the ability of the RELAP5/MOD3.3 code to model the performance of the siphon breaker. There was satisfactory agreement between the numerical and experimental results, showing that, as the air intake areas of the siphons decrease, their effectiveness also decreases, resulting in greater drainage of the pool water. For smaller air intake areas, the RELAP5/MOD3.3 code showed conservative results, overestimating the reactor pool water losses.

Downloads

Não há dados estatísticos.

Biografia do Autor

Humberto Vitor Soares, Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares

Graduado em Física pela Pontifícia Universidade Católica de Minas Gerais (Puc Minas) em 2007. Mestre e doutor em Ciências e Técnicas Nucleares no Departamento de Engenharia Nuclear (DEN) da Universidade Federal de Minas Gerais (UFMG) entre 2008 a 2014. Fui professor universitário de física da UNA e da PUC Minas entre 2011 e 2014. Atuei no projeto do Complexo Radiológico do Estaleiro e Base Naval de Itaguaí no Centro Tecnológico da Marinha do Brasil em 2015. Atuei no projeto detalhado do Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), junto à empresa pública Amazônia Azul Tecnologias de Defesa S.A. - AMAZUL e Genpro Engenharia, atuando na área de Segurança Nuclear nos períodos de 2015 a 2020. Tenho experiência em análise de acidentes em reatores nucleares, utilizando o código termo-hidráulicos RELAP5. Fui pesquisador de pós-doutorado do Instituto de Pesquisa Energéticas e Nucleares (IPEN/CNEN-SP) atuando com os códigos 2DB e CITATION para análise de segurança do reator de pesquisa IEA-R1 entre 2022 e 2024. Atualmente, sou Capitão de Corveta RM3 da Marinha do Brasil e estou cedido à AMAZUL para atuar nos projetos nucleares da empresa.

Roberto Longo Freitas, Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares

Possui doutorado em Engenharia Nuclear, Mecânica e Térmica - Université Scientifique et Médicale de Grenoble (1981). Tem experiência na área de Engenharia Nuclear, com ênfase em Segurança de Reatores Nucleares, Termo-hidráulica, Mecânica dos Fluidos.

Roberto Navarro de Mesquita, Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares

Possui graduação em Física pela Universidade Estadual de Campinas (1987), mestrado em Física pela Universidade Estadual de Campinas (1991) e doutorado em Engenharia Mecânica pela Universidade de São Paulo (2002). Atualmente é tecnologista pleno da Comissão Nacional de Energia Nuclear. Tem experiência na área de Ciência da Computação, com ênfase em Sistemas de Inteligência Artificial, atuando principalmente nos seguintes temas: inteligência artificial, diagnóstico de defeitos em tubos, correntes parasitas (ECT), reconhecimento de padrões em imagens.

Marcelo da Silva Rocha, Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares

Possui graduação em Engenharia Civil pela Universidade Federal de Juiz de Fora (1996), mestrado em Engenharia Civil pela Universidade Estadual de Campinas (1998) e doutorado em Engenharia Mecânica pela Universidade de São Paulo (2005). Realizou estágio de pós-doutorado em Engenharia Mecânica na Universidade de São Paulo (2007) e em Engenharia Nuclear no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (2009). Atualmente é Pesquisador Adjunto do Centro de Engenharia Nuclear (CEENG) do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN). Atua como docente nos programas de graduação e pós-graduação IPEN/USP. Atua como pesquisador nas áreas de termohidráulica de reatores nucleares, energias renováveis, interação fluido-estrutura e aplicações de nanotecnologia à energia. Desde 2022 é Gerente do Centro de Engenharia Nuclear (CEENG/IPEN/CNEN).

Delvonei Alves de Andrade, Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares

Possui graduação em Engenharia Mecânica pela Universidade Federal de Uberlândia (1983), mestrado em Engenharia Aeronáutica e Mecânica pelo Instituto Tecnológico de Aeronáutica (1987) e doutorado em Tecnologia Nuclear pela Universidade de São Paulo (1999). Atualmente é tecnologista sênior da Comissão Nacional de Energia Nuclear, professor da Universidade de São Paulo. Tem experiência na área de Engenharia Nuclear, com ênfase em Engenharia Nuclear, atuando principalmente nos seguintes temas: Tecnologia de reatores, Dinâmica dos Fluidos Computacional (CFD), Modelagem Numérica, Análise de acidentes, RELAP, Termo-Hidráulica, Circulação Natural, Modelos de turbulência em circuitos de circulação natural, Ultracentrifugação, Fatores Humanos aplicados à Tecnologia Nuclear e Modelo instrumental para implementação de processo gerencial. Membro eleito da Comissão de Pós-Graduação do Programa de Tecnologia Nuclear IPEN/USP nos períodos 2009-2011 e 2011-2013. Coordenador do programa PAE de 2011-2021. Vice-presidente do programa de mestrado e doutorado em Tecnologia Nuclear da USP, 2011-2012. Presidente do programa de mestrado e doutorado em Tecnologia Nuclear da USP de 2013-2021. Membro do Conselho de Pós-Graduação (CoPGr) da USP, da Câmara de Normas e Recursos (CaN) 2011-2021. É membro da International Nuclear Security Education Network (INSEN) na Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA) em Viena, Áustria e do World International Nuclear Security (WINS) também em Viena, Áustria. Recentemente tem se dedicado à segurança nuclear.

Referências

ALLISON, C. et al. Validation of RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4 for research reactor applications. Proceeding of the 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 05), China, 2005.

ANTARIKSAWAN, A. R. et al. Validation of RELAP/SCAPSIM/MOD3. 4 for research reactor applications. Proceedings of the 13th International Conference on Nuclear Engineering, Beijing, China, 2005.

CHUN, J. H. et al. RELAP5/Mod3.3 Simulation of Siphon Break Experiments. The 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermalhydraulics, NURETH-15, Pisa, 12-15 May 2013. 1-11.

COSTA, A. L. et al. Thermal hydraulic analysis of the IPR-R1 TRIGA research reactor using a RELAP5 model. Nuclear Engineering and Design, vol. 240, no. 6, p. 1487–1494, 2010.

CRANE CO. Flow of Fluids Through Valves, Fittings and Pipes. Crane Co. New York, p. 133. 1982. (Technical paper No. 410M).

DAVIS, C. B. Applicability of RELAP5/MOD3. 2 to research reactors. Proceedings of the IAEA Regional Training Workshop on Safety Analysis Methodology and Computer Code Utilization, KINS, Daejeon, Republic of Korea, 2002.

DIMARO, B. et al. Analysis of a pump trip in a typical research reactor by RELAP5/MOD 3.3. Proceedings of the International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP ’03), Cordoba, Spain, 2003.

HAMIDOUCHE, T. et al. Dynamic calculations of the IAEA safety MTR research reactor Benchmark problem using RELAP5/3.2 code. Annals of Nuclear Energy, vol. 31, no. 12, p. 1385–1402, 2004.

HAMIDOUCHE, T.; BOUSBIA-SALAH, A. RELAP5/3.2 assessment against low pressure onset of flow instability in parallel heated channels. Annals of Nuclear Energy, vol. 33, no. 6, p. 510–520, 2006.

HEDAYAT, A.; DAVILU, H.; JAFARI, J. Loss of coolant accident analyses on Tehran research reactor by RELAP5/MOD3.2 code. Progress in Nuclear Energy, vol. 49, no. 7, p. 511–528, 2007.

JEONG, J. J. et al. The CUPID code development and assessment strategy. Nucl. Eng. Technol., v. 42, p. 636,655, june 2010.

KHEDR, A.; ADORNI, M.; D’AURIA, F. The effect of code user and boundary conditions on RELAP calculations of MTR research reactor transient scenarios. Nuclear Technology and Radiation Protection, vol. 1, p. 16-22, 2005.

LEE, K. Y. et al. Experimental and Analitic Studies on Siphon Breakers in a Research Reactors. European Research Reactor Conference 2012 , Prague, Czech Republic, 18-22 March 2012.

MATOZINHOS, C. F.; SANTOS, A. A. C. D. Two-phase CFD simulation of research reactor siphon breakers: A verification, validation and applicability study. Nuclear Engineering and Design, v. 326, p. 7-16, January 2018.

NEILL, D. T.; STEPHENS, A. G. Siphon Breaker Design Requirements - Final Report. USA DOE. [S.l.]. 1993. (DE-FG07-88ER12820).

PARK, I. K.; YOON, H. Y.; BEOMPARK, H. Numerical approach to siphon break phenomena in a research reactor pool using the CUPID code. Nuclear Engineering and Design, v. 326, p. 133-142, January 2018.

REIS, P. A. L.; COSTA, A. L.; AL, C. P. E. Assessment of a RELAP5 model for the IPR-R1 TRIGA research reactor. Annals of Nuclear Energy, vol. 37, no. 10, p. 1341–1350, 2010.

SEO, K. et al. Experimental and numerical study for a siphon breaker design of a research reactor. Annals of Nuclear Energy, v. 50, p. 94-102, 2012.

SOARES, H. V.; BELCHIOR JR, A.; FREITAS, R. L. RELAP5 MODELING OF A SIPHON BREAK EFFECT ON THE BRAZILIAN MULTIPURPOSE REACTOR. Brazilian Journal of Radiation Science. Vol. 8 No. 3A (Suppl.) (2020). Disponivel em: <https://www.bjrs.org.br/revista/index.php/REVISTA/article/view/1563>.

US NRC, UNITED STATES NUCLEAR REGULATORY COMMISSION. RELAP5/MOD3.3 Code Manuals. Idaho National Engineering Laboratory, NUREG/CR-5535, 2001.

WOODRUFF, W. L. et al. A comparison of the PARET/ANL and RELAP5/MOD3. 3 codes for the analysis of IAEA benchmark transients. Proceedings of the International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, Seoul, Republic of Korea, 1996.

YOUN-GYU, J.; JANG, D.; PARK, S. SPACE3.0 and RELAP5/MOD3.3 Simulations of Siphon Break Experiments. Transactions of the Korean Nuclear Society Autumn Meeting, Gyeongju, Korea, 26-27 October 2017.

Downloads

Publicado

2024-05-30

Edição

2024: Global Impact

Seção

Articles