A Computer simulation of small break loss of coolant accident in PMK-NVH test facility

Abstract

ÖZET PMK-NVH TEST DÜZENE?İNDE BERÇEKLEŞT İRİLEN KÜÇÜK KIRIK SO?UTUCU KAYBI KAZASININ BİLGİSAYAR ÎLE BENZEŞİMİ TANRIKUT, Ali Yüksek Lisans Tezi, Nükleer Mühendislik Tez Yöneticisi s Prof. Dr- Orhan YESİN Temmuz 1988, 176 sayfa Bu çalışmada, PMK-NVH Deney Düzeneğinde (Macaristan) gerçekleştirilen `y.7.4 Soğuk Ayak Kırık` kazasının, RELAP4/M0D6 ısı 1-hidro 1 ik bilgisayar programı ile benzeşimi gerçekleştirildi ve tipik bir WER-440 tipi basınçlı su reaktörünün kararsız durum davranışı incelendi. RELAP4/MQD& bilgisayar programı, su soğutmalı reaktörlerin sistem davranışını analiz etmek amacı ile A.B.D. de geliştirilmiştir ve sayısal çözüme esas olan temel korunum denklemleri; her kontrol hacminin bağdaşık, akışın tek boyutlu ve fazlar arası termodinamik dengenin olduğu varsayımlarına dayanmaktadır. İki benzeşim, farklı sinir koşulları ve matematiksel model uygulamaları ile analitik olarak gerçekleştirildi, içerdiği matematiksel modeller ile söz konusu bilgisayar programınin kazayi benzeşim yeteneği -v-ve hacim-eklem modeli ve matematiksel modeller için hazırlanmış olan girdi verilerinin etkileri analitik ve deneysel sonuçların karşi laşt ırı İması ile irdelendi. Anahtar kelimeler: Isılhidrolik analiz, basınçlı su reaktor'u ısılhidrolik benzeşimi, güvenlik analizi, standart problem, RELAP4/M0D6 bilgisayar programı, PMK-NVH deney düzeneği, soğutucu kaybı kazası. -vı-

ABSTRACT A COMPUTER SIMULATION OF SMALL BREAK LOSS OF COOLANT ACCIDENT IN PMK-NVH TEST FACILITY TANRIKUT, Ali M.S. Thesis in Nuclear Engineering Supervisor i Prof. Dr. Orhan YESİN July 1988* 176 pages In this study, the experiment performed in PMK-NVH Test Facility (Hungary) for `7.4'/. Cold Leg Break` accident is simulated by a thermohydraul ic computer program, namely RELAP47M0D6, and the transient behavior of the typical WER-440 type PWR is investigated. RELAP4/M0D6 is developed in U.S.A. for analyzing the system behavior of water cooled reactors and the basic conservation equations depend on assumptions such that each control volume is homogeneous, flow is one-dimensional and thermal equilibrium exists be tween phases. Two types of simulations are carried out analytically based on different boundary conditions and different mathematical model applications. The capability of the computer program in simulating the accident scenario with build-in mathematical models and the effects/of input -iii-prepared for both nodal i zat ion schemes and mathematical models are discussed by comparing analytical and experimen tal results. Key words s Thermohydraul ic analysis, PWR thermohydraul ic simulation, safety analysis, standard problem, RELAP4/M0D6 computer code, PMK-NVH Test Facility, loss of coolant accident -iv-