MTR tipi araştırma reaktörlerinde havuz suyu kaybı kazasının analizi

Abstract

Araştırma reaktörlerinin güvenlik değerlendirmelerinin en önemli kısmı, iki geniş sınıfa ait kazalara ait olayların benzeşimini gerektiren güvenlik hesaplandır: reaktivite ithal kazaları ve akış kaybı kazaları. Akış kaybı süreci bir akış geçişi olarak kabul edilebilecek olan Soğutucu Kaybı Kazası (LOCA) araştırma reaktörlerinin kaza envanterleri içinde en önemli olanıdır. Literatürdeki araştırma reaktörlerinin LOCA analizi ile ilgili çalışmaların çoğu reaktör kalbinin tamamen çıplak kaldığı ve hava ile doğal dolaşımla soğutulduğu kazanın son safhası için yapılmıştır. Oysa, kısmi LOCA analizi özellikle yüksek akılı ve MTR tipi güç reaktörleri için özellikle önemli olabilir. Literatürde reaktör kalbinin tamamen çıplak kalıncaya kadar ki safhanın analizi için bir boşluk mevcuttur. Bu çalışmada, İstanbul'daki TR-2 Araştırma Reaktörü için soğutucu kaybı kazasının ilk safhalarının incelenmesi ve sunulan modelin diğer benzer tipteki araştırma reaktörleri için uygulanabileceğinin gösterilmesi amaçlanmıştır. Ana soğutma borularının bir veya birkaçının giyotin şeklinde kırılması sonucu havuz suyunun kaybedilip reaktör kalbinin tamamen çıplak kalmasına kadar olan geçiş durumu incelenmiştir. ilk olarak, havuz suyunun kaybının modellenmesi amacıyla, Genişletilmiş Bernoulli Denklemi havuz yüzeyinden kırığın gerçekleştiği varsayılan ve havuzdan geçen soğutma borusunun kırık noktasma kadar olan bir akış çizgisi boyunca uygulanmıştır. Daha sonra, elde edilen doğrusal olmayan zamana bağlı adi diferansiyel denklem havuz suyu seviyesi ve kalpteki ortalama su hızı için iteratif olarak çözülmüştür. Havuz suyu seviyesi ve kalpteki ortalama su hızının zamana bağlı bu değerleri en küçük kareler metodu kullanılarak üçüncü derece polinomlara uydurulmuştur. Havuz suyunun kaybı sırasında kalpteki su hızının zamana bağlı elde edilmesi ile, soğutucu ve yakıt plakası korunum denklemlerinde kullanılabilirler. Havuz suyunun kaybı sırasındaki geçiş durumu iki safhaya ayrılmıştır: birinci safha havuz suyu seviyesinin reaktör kalbi üzerine, ikinci safha ise su seviyesinin kalp üzerinden altına iniş sürecidir. Enerji denklemlerinin çözümünde eksplisit sonlu farklar metodu ve integral metodu olmak üzere iki metod kullanılmış ve sonuçlan karşılaştınlmıştır.Sonlu farklar çözümü, Genişletilmiş Bernoulli Denklemi'nin kullanılarak zamana bağlı belirlenen havuz suyu seviyesi ile kalpteki ortalama soğutucu hızlan ile, birinci safhanın analizinde enerji korunum denklemlerinin çözümü için eksplisit bir sonlu fark formu kullanır. Daha sonraki su seviyesinin kalbin üst seviyesine ulaştığı ve altına doğru düşmeye başladığı ikinci safha ise, ilk safha için kullanılan yaklaşıma bazı düzeltmeler gerektirir. Çünkü, yakıt levhaları arasındaki soğutma kanalları suyun alçalması ile havayla dolar, ve su seviyesinin üzerindeki yakıt levhaları hava ile soğutulur. Bu durum, sayısal çözümde bir hareketli sınır değer yaklaşımı kullanılması ile çözülmüştür. Hava-su temas yüzeyi komşuluğundaki konuma bağlı türevler için Lagrange Tipi Interpolasyon ile temas yüzeyi sınır koşullan sonlu farklar çözümüne dahil edilmiştir. Analizler nominal ve sıcak kanal için yapılmıştır. Soğutucu ve yakıt levhasına ait enerji deklemlerinin çözümünde kullanılan diğer yöntem ise integral Metodu olarak adlandınlan yöntemdir, integral metodu enerji denklemlerindeki soğutucu sıcaklığı ile yakıt levhası yüzey sıcaklığı profillerinin geçiş durumu sırasında kararlı durum ile aym olması varsayımına dayamr. Kararlı durum profilleri bilindiğinden, soğucu kanalı ve yakıt levhası enerji korunum denklemlerinin kanal boyunca integrasyonu ile sadece zamana bağlı bir adi diferansiyel denklem setine ulaşılır. Bu denklemler eksplisit bir sonlu fark yöntemiyle kolaylıkla çözülebilir. Bu çözümden elde edilen herhangi bir andaki ortalama soğutucu ve yakıt levhası yüzey sıcaklıklanm profillerde yerine koymamız, her bir eksenel noktada o andaki sıcaklığı hesaplayabilmemizi sağlar. Bu çalışmanın en önemli katkısı, yakıt levhası ile soğutucu sıcaklıklarım nominal ve sıcak kanal için reaktör kalbi kısmen veya tamamen çıplak kaldığında hesaplayabilmemize olanak sağlamasıdır. TR-2 Reaktörü için, her iki metodun sonuçlan varsayılan kaza senaryosunun ikinci safhasında yerel kaynamanın oluşabileceğini ortaya koymasıdır. Yerel kaynamanın oluşmadığı durumlarda ise, kullanılan metodlar kalbin tamamen çıplak kaldığı andaki hava ve yakıt levhası sıcaklıklanm hesaplayabilmemizi sağlar. Bu tez çalışmasında kullanılan metodlar diğer MTR-tipi reaktörlerin havuz suyu kaybı kazası ve akış geçişleri için de kullanılabilir.

An important part of safety assessment of research reactors is the safety calculations requiring the simulation of events belonging to the two wide categories of accidents: reactivity insertion accidents and loss of flow accidents. The most important accident among the inventory of research reactors is the loss of coolant accident (LOCA) in which the duration of the loss of the coolant could be considered as a flow transient. Most of the work concerning LOCA of research reactors in the literature has been done for the latest phase of the accident where the core is totally uncovered and being cooled by natural circulation of air. Whereas, partial LOCA analysis could be especially important for high flux MTR type reactors when reactor core is partially covered with water. There is a gap in the literature for the analysis of the phase until the core is totally uncovered. In this study, it is intended to analyze early phases of a protected loss of coolant accident (LOCA) for TR-2 Research Reactor at Istanbul, and to show the applicability of the presented model to the other similar types of research reactors. The transient situation since the time when pool water is beginning to be lost throughout one or more of the main coolant pipes which were supposed to be broken guillotine-like to the time when the core is totally uncovered is investigated. At the first hand, to simulate the total loss of pool water, Extended Bernoulli Equation is applied throughout the flow path from a point on the pool surface to the point where the break is supposed to be taken place on the coolant pipe passing pool wall. Then, the resulted non-linear time dependent ordinary differential equation for the pool level and the mean velocity of the coolant in the reactor core is solved iteratively. Values of pool level and the coolant velocities versus time are fit to the third order polynomials using least squares method. Once the time dependency of coolant velocity in the core during loss of pool water is obtained, they can be used in the conservation equations for the coolant and fuel plate. The transient during which pool water is lost is separated into two phases; first phase is the duration while the pool level decreases to the top level of the core, and the later is the duration while the pool level decreases from the top level of the core to the bottom level. Two methods are employed in solving the energy equations numerically: an explicit finite difference scheme and integral method and the calculated results are compared.The finite difference solution of the first phase when the water level and mean core coolant velocity is being decreased in a pre-estimated time-dependent way calculated by Modified Bernoulli Equation uses an explicit finite difference form of the energy conservation equations. The later phase, when water level reaches to the top level of fuel plates and begins to decrease until the bottom of the core, needs some modifications to the approach used for the first phase. Because, the coolant channels among fuel plates are filled with air when the level goes below, and the fuel plates are being cooled by air above the water level. This complexity is resolved by using a moving boundary approach in the numerical solution. A Lagrange type interpolation approximation for the derivatives along with interface conditions in the neighborhood of the air- water interface is imported to the finite difference algorithm. The analysis is performed both for nominal and hot channel. The other method, so called Integral Method, employed in the solution of coupled energy conservation equations of the coolant and the fuel plate is based on the the assumption that the profiles(shape functions) of the bulk coolant and fuel plate surface temperatures appearing in the energy equations have the same profiles during the transient as the steady state ones. Since the steady state profiles are known, performing integration along the coolant channel both for energy equations of coolant and fuel plate gives a set of time dependent ordinary differential equations for mean coolant and fuel plate surface temperatures. These equations can easily be solved by an explicit finite difference scheme. Substituting these mean tempratures in the profiles enable us to calculate temperatures for each axial location at each time step. The most important contribution of this study has been enabling us to evaluate the coolant and fuel plate temperatures for nominal and hot channel when the core is totally or partially uncovered as a result of loss of the pool water. For the TR-2 case, results of both methods indicate that local boiling would occur during the second phase of the postulated accident. In the cases where local boiling doesn't occur, the methods used allow us to calculate air and fuel plate surface temperatures both for nominal and hot channel when the core is totally uncovered. The methods used in this dissertation study could be applicable to the other MTR type reactors for the total loss of pool accident and flow transients.