Thermal hydraulic analysis of molten core material contained within lower head of pwr pressure vessel

Abstract

BİR BASINÇLI SU REAKTÖRÜNÜN ALT REAKTÖR KABINDA ERGİMİŞ KALP MALZEMESİNİN TERMO HİDROLİK ANALİZİ ÖZET Bu çalışmanın önemi, reaktör kalbinin kısmen veya tamamen erimesi ile sonuçlanan bir şiddetli reaktör kazasının kontrol altına alınmasından kaynaklanmaktadır. Böyle bir durumda ergimiş malzeme basınç kabının alt tarafında, bir seri ergime ve katılaşma hallerinden geçtikten sonra toplanacaktır. Reaktördeki radyoaktivitenin açığa çıkmasına karşı son engel olan reaktör basınç kabı koryum tarafından ısıl olarak etkilenir. Uranyuma dayanan reaktör yakıtı ve yanmış yakıttan gelen fısyon ürünleri koryumda mevcuttur. Yarı ömürlerine göre fısyon ürünlerinin bozunumu, ergimiş kütle içinde az veya çok homojen olan bir iç ısı kaynağı oluşturur. Seramik yakıt bileşenlerinin yüksek ergime noktası ve fısyon ürünlerinden kaynaklanan radyoaktivite nedeni ile sistem deneysel olarak yapılamaz hale gelir. Bu nedenle reaktör basınç kabında oluşan koryum havuzunun içindeki ısıl hidrolik olayı incelemek için sadece sayısal benzeşim tek yol olarak kalır. Problemle ilgili akış ve ısı transferi karakteristiklerinin anlaşılması kazayı kontrol etmek ve böylece radyoaktivitenin kaptan yayılması ve atmosfere çıkması tehlikesini azaltmak mümkün olabilir. Bu çalışma düşük Rayleigh sayılarında yandan ısıtmalı bir kare kapta doğal taşınımın incelenmesi ile başlamıştır. Bu problem hesaplamalı akışkanlar dinamiğinde bir benchmark problemi olması sebebi ile seçilmiştir. Sonuçlar daha önce yapılan çalışmalar ile karşılaştırıldığında çok iyi bir uyum elde edilmiştir. İkinci olarak düşük Rayleigh sayıları için yazılan program içten ısıtılmış bir kare kapta doğal taşınım için analiz edilmiştir. Sonuçlar yayınlanmış diğer sonuçlarla karşılaştırıldığında çok iyi bir uyum içindedir. Daha önce yayınlanmış çalışmalarda içinde ısı üretimi olan ve yüksek Rayleigh sayıları için ölçekleme mevcut değildir, böylece bu hal için bir ölçekleme gerçekleştirilmiş ve sonuçlar yayınlanmıştır. Reaktör basınç kabı bir konjugate problem oluşturan kalın paslanmaz çelik bir duvara sahiptir. Konjugate problemin analizi için hayali noktalar yerleştirme yöntemi kullanılmıştır. Bu konuda elde edilen sonuçlar da yayınlanmıştır. Koryum düşük Pr sayılı bir akışa sahiptir, böylece koryumdaki doğal akışın analizi, kalın duvarda bir kare kapta yapılmıştır ve sonuçlar bir uluslararası konferans bildirisi olarak sunulmuştur. Yarı silindirik kapta kalın duvarın etkisini anlamak için analiz içten ısıtmalı bir yarı silindirik kap için yapılmıştır. Bu sonuçlar, duvarları sabit sıcaklıkta olan bir yarı silindirik kap ile karşılaştırılmış ve fark incelenmiştir. XIYarı küresel basınç kabının özel durumu nedeni ile kabın sadece yarısı incelenmiştir. Ortalama Nusselt sayısı için sonuçlar karşılaştırılabilir olmasına rağmen, akışın aslında simetrik olmaması sebebi ile, nihai inceleme için yarı silindirik kap seçilmiştir. Son incelenen geometri mümkün olduğu kadar gerçek duruma yakın seçilmiştir. Koryum havuzundaki sıcaklık 3500 °K ulaşabilir, bu nedenle havuz yüzeyinden ışınımla ısı transferi bu analize dahil edilmiştir. Üç ısı transferi mekanizması, iletim, taşınım ve ışınım bu analizde mevcuttur. Sonuçlar göstermiştir ki, havuzdaki sıcaklıklar havuzun alt tarafında iyi bir tabakalaşma göstermiş ve üst tarafında taşımının hakim olduğu küçük bir bölge oluşmuştur. Havuz yüzeyinin neşretme oranı ve AT/TW parametresi de ayrıntılı olarak incelenmiştir. Ra sayısı 3.2xl07 den 3.2xl013 e kadar çalışılmıştır, son değer türbülanslı akışın başlama sınırıdır. Aynı zamanda sonuçlar gösteriyorki, reaktör basınç kabının hasara uğramasının mümkün olduğu nokta, basınç kabının duvarı ile serbest yüzeyin üst temas noktasına yakındır. Kabın alt bölgesi koryumun ısıl etkisinden hiç bir zaman zarar görmeyecektir. Böylece sunulan problemin ayrıntılı bir incelemesi yapılmıştır. Bu analizin, söz konusu problemle ilgili ısıl hidrolik olayın anlaşılmasına önemli ölçüde katkı sağlayacağı umulmaktadır. Aşağıdaki bölümlerde, bu doktora çalışması sırasında oluşturulan sayısal çalışmanın ayrıntıları anlatılmıştır. Bölüm 2 de, farklı haller için denklemler boyutlu ve boyutsuz olarak sıunulmuştur. Yüksek Rayleigh sayıları için ölçekleme analizi de bu bölümde anlatılmıştır. Bölüm 3, bu çalışmada kullanılan ızgara yapısını ve basınç ve basınç düzeltme denklemlerinin türetilmesini içermektedir. Bölüm 4 de sayısal algoritmalar ve bilgisayar programının düzenlenmesi tanıtılmıştır. Bu bölümde aynı zamanda bilgisayar programı ile ilgili bir akış diyagramı verilmiştir. İki ana parçadan oluşan bölüm 5 de; ilk kısımda önceki sonuçlarla karşılaştırmalar sunulmuştur, ikinci kısımda ise sonuçlar ve tartışmalar verilmiştir. XII

THERMAL HYDRAULIC ANALYSIS OF MOLTEN CORE MATERIAL CONTAINED WITHIN LOWER HEAD OF PWR PRESSURE VESSEL SUMMARY The importance of the present analysis stems from the interest to arrest a severe reactor accident, resulting in partial or full degradation/melting of the core assembly. In such a case the molten material will relocate in to the lower head of the pressure vessel, after passing through a series of molten and refrozen states. Reactor Pressure Vessel (RPV), which is the last barrier against the release of the radioactivity to the containment, is thermally attacked by the corium. Uranium based reactor fuel and fission products from the burned fuel are present in the corium. Fission products' decay with their respective half lives, introduces an internal heat source, which is more or less uniform within the molten mass. Due to high melting point of the ceramic fuel constituents and the radioactivity associated with fission products, the system becomes unmanageable experimentally. Thus leaving numerical simulation only viable tool to look for thermal hydraulic phenomenon occurring inside the corium pool formed in the RPV lower head. The understanding of the flow and heat transfer characteristics associated with the problem can possibly lead to accident management scheme, thus reducing the risk of release of radioactivity to the containment and eventually to the atmosphere. Present analysis was started with the study of buoyant flow in a discretely heated square cavity for low Rayleigh numbers. This problem was selected due to its importance in the Computational Fluid Dynamics literature as a benchmark solution. A very good agreement was obtained between the results from present software and those from the open literature. Secondly natural convection flow in an internally heated square cavity was analysed using the present software for low Ra numbers. Results were compared with published results of other researchers. Both results showed a very good agreement. As scaling for high Ra number with internal heat generation was not available in the open literature, so a scaling was developed for such a case. These scaling and obtained results were published. Reactor pressure vessel has a thick stainless steel wall, thus introducing a conjugate problem. For the analysis of the conjugate problem ghost nodes induction method was adopted. Then the results obtained for an internally heated square cavity having thick conducting walls were presented in a paper. Corium is a low Pr number fluid, so the analysis of the buoyant flow in corium contained in a thick walled square cavity was performed and results were presented as a conference paper. XlllTo understand the effect of thick conducting wall enclosing a semi-circular cavity from bottom, analysis was carried out for an internally heated semi-circular cavity. These results were compared with a semi-circular cavity with isothermal walls and the difference was analysed. Due to the peculiar layout of the hemi-spherical RPV lower head, only half of the cavity was analysed. The results indicated that although average Nusselt number was comparable but the non-symmetric nature of the flow could not be obtained. Therefore, the semi-circular cavity was selected for final analysis. Final analysis geometry was selected to represent actual situation as closely as possible. As temperature in the corium pool will reach 3500 °K, so radiation heat transfer from the pool surface was included in the analysis. The three heat transfer mechanisms, conduction, convection and radiation, are present in the analysis. Only radiative heat transfer from the pool surface and associated radiating surfaces was included. Results show that the temperatures in the pool are well stratified with convection dominated region confined to upper part of the pool. Effect of pool surface emissivity and parameter AT/TW has also been analysed in detail. Ra number range of 3.2x1 07 to 3.2xl013 has been studied with last value at the margin of initiation of turbulent flow. Results also indicate that most probable point of failure of the RPV wall is close to the point of contact of the free surface with RPV wall. Also the stagnation point will never be in danger from thermal attack of the contained corium. Thus a detail analysis of the present problem has been performed. It is hoped that this analysis will greatly increase the understanding of the thermal hydraulic phenomenon associated with the present problem. In the following chapters details of the computational work performed during present doctoral dissertation has been presented. In chapter 2, governing equations for different cases analysed are presented in full dimensional form together with dimensionless equivalents. Also, scale analysis for high Rayleigh number buoyant flow has been outlined. Chapter 3 includes the summary of grid layout employed for the analysis and derivation of pressure and pressure correction equations. Organisation of software and numerical methodology adopted for the present analysis has been listed in chapter 4. A flow diagram of the algorithm is also included in chapter 4. Chapter 5 has two main parts, in first part benchmark results are presented while in second part results and conclusions concerning the present analysis are given. XIV