SavedAdd your journal

Journals / Isı Bilimi ve Tekniği Dergisi / 2022 / Cilt: 42 - Sayı: 1

TRANSIENT THERMAL HYDRAULIC ANALYSIS OF MODULAR HELIUM REACTOR UNDER ACCIDENT CONDITION

MODÜLER HELYUM REAKTÖRÜNÜN KAZA DURUMUNUN ZAMANA BAĞLI ISIL AKIŞ ANALİZİ

Ömür AKBAYIR
Pages
25–36
Publication Date
2022-04-30
DOI
—
🏛️Bibliographic metadata and full text access for this article are provided via DergiPark.
DergiPark Record ↗
✨

AI Summary & Key Takeaways

AI Insight
⚡ TL;DR(Too Long; Didn't Read)

It was found that the maximum temperature was 1492°C under accident condition.

📌 3 Key Takeaways

🎯
Objective & Hypothesis:The main characteristic of MHR is that it can automatically cool down when the active cooling system does not work under accident condition.
📊
Key Findings & Data:Passive cooldown under depressurized accident is solved numerically for 100 hours.
💡
Conclusion & Impact:It was found that the maximum temperature was 1492°C under accident condition.
🔬Design:Modeling & Simulation
📍Scope:Comprehensive Sample
⚙️Variables:Modüler helyum reaktörü · kaza · SAD

Abstract

The main characteristic of MHR is that it can automatically cool down when the active cooling system does not work under accident condition. The first purpose of the study is to develop a numerical model to analyze the decay heat removal capabilities and evaluate peak temperature in the MHR under accident condition. The second purpose of the study is to perform some sensitivity analyses to evaluate the effect of varying the parameters, i.e. graphite conductivity, decay heat, etc., on the maximum active core temperature. In this study, a numerical model has been constructed to simulate the passive decay heat removal under a loss of active cooling accident. Thermal-hydraulic transient simulations were carried out by using Computational Fluid Dynamics software Ansys Fluent. The simulated geometry was chosen as an Equivalent Cylinder Model. The porous media approach has been applied to model the complex structure in the core. Calculations were performed for loss of forced cooling without pressurization condition. Passive cooldown under depressurized accident is solved numerically for 100 hours. The reliability of the numerical method was validated by comparing with the published data. It was found that the maximum temperature was 1492°C under accident condition. The results of sensitivity analyses show that the graphite thermal conductivity and decay power has a strong effect on the maximum temperature under accident condition.

Özet

Modüler Helyum Reaktörü (MHR)’nün en önemli özelliği kaza durumunda aktif soğutma sistemi çalışmadığı zaman kendiliğinden soğuyabilmesidir. Bu çalışmanın ilk amacı; kaza durumunda MHR’nin atık ısı uzaklaştırma yeteneğini incelemek için sayısal bir model geliştirmek ve oluşan tepe sıcaklığı hesaplamaktır. İkinci amacı; grafit iletimi, atık ısı gibi parametrelerdeki değişiminin maksimum aktif kor sıcaklığına etkisini belirlemek için duyarlılık analizleri yapmaktır. Bu çalışmada, aktif soğutmanın çalışmadığı kaza durumunda, atık ısının pasif olarak reaktörden atılmasını simule etmek için bir sayısal model oluşturulmuştur. Zamana bağlı ısıl-akış simülasyonları sayısal akışkanlar dinamiği yazılımı Ansys Fluent kullanılarak yapılmıştır. Simule edilen geometri Eşdeğer Silindir Modeli olarak seçilmiştir. Korun içindeki kompleks yapıyı modellemek için gözenekli ortam yaklaşımı kullanılmıştır. Hesaplamalar basınçsız kaza durumu için yapılmıştır. Basınçsız kaza durumunda pasif soğuma 100 saat için nümerik olarak çözülmüştür. Nümerik metodun güvenirliği diğer çalışmalar ile karşılaştırılarak doğrulanmıştır. Kaza durumunda meydana gelen maksimum sıcaklığın 1492°C olduğu bulunmuştur. Duyarlılık analizlerinin sonuçları kaza durumunda oluşan maksimum sıcaklığa en çok grafit ısı iletim katsayısı ve atık ısı değişiminin etkisi olduğunu göstermektedir.

🔖

Cite This Article

AKBAYIR, Ö. (2022). TRANSIENT THERMAL HYDRAULIC ANALYSIS OF MODULAR HELIUM REACTOR UNDER ACCIDENT CONDITION. Isı Bilimi ve Tekniği Dergisi, Cilt: 42 - Sayı: 1, 25–36. https://ajindex.com/articles/401359

📄 Full Text PDF Viewer

📄

PDF görüntüleyici hazırlanıyor...

References (10)

  1. ANSYS Inc., 2019,
  2. Ansys Fluent Theory Guide, ANSYS Inc., Canonsburg. ANSYS Inc., 2019, Ansys Fluent User’s Guide, ANSYS Inc., Canonsburg. Ball, S., 2006, Sensitivity Studies of Modular High-Temperature Gas-Cooled Reactor Postulated Accidents, Nucl. Eng. Des., 236, 454–462.
  3. Ball, S., 2004, Sensitivity Studies of Modular High-Temperature Gas-Cooled Reactor (MHTGR) Postulated Accidents, 2nd International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology, Beijing-China, 1–13.
  4. Fukuda, K., Kendall, J., Kupitz, J., Matzner, D., Mulder, E., Pretorius, P., Shenoy, A., Shiozawa, S., Simon, W., Sun, Y., Uselton, P. ve Xu, Y., 2001, Current Status and Future Development of Modular High Temperature Gas Cooled Reactor Technology, IAEA-TECDOC-1198, IAEA, Vienna. Haque, H., Feltes, W. ve Brinkmann, G., 2006, Thermal Response of a Modular High Temperature Reactor during Passive Cooldown under Pressurized and Depressurized Conditions, Nucl. Eng. Des., 236, 475–484. https://doi.org/10.1016/J.NUCENGDES.2005.10.027
  5. Haque, H., Feltes, W. ve Brinkmann, G., 2004, Thermal Response of a High Temperature Reactor during Passive Cooldown under Pressurized and Depressurized Conditions, 2nd International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology, Beijing-China, 1–17.
  6. Hossain, A.S.M.K., 2011, Development of a Fast Running Multidimensional Thermal-Hydraulic Code to be Readily Coupled with Multidimensional Neutronic Tools, Applicable to Modular High Temperature Reactors, PhD Thesis, University of Stuttgart, Stuttgart. Hossain, K., Buck, M., Bernnat, W. ve Lohnert, G., 2008, TH3D, A Three-Dimensional Thermal Hydraulic Tool, for Design and Safety Analysis of HTRS, HTR’2008,
  7. Washington-USA. Huning, A.J., Chandrasekaran, S. ve Garimella, S., 2021, A Review of Recent Advances in HTGR CFD and Thermal Fluid Analysis, Nucl. Eng. Des., 373, 111013. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2020.111013 IAEA, 2001, Heat Transport and Afterheat Removal for Gas Cooled Reactors under Accident Conditions, IAEA TECDOC-1163, IAEA, Vienna. Internet, 2021, National Institute of Standards and Technology, Thermophysical Properties of Fluid Systems, https://webbook.nist.gov/chemistry/fluid.
  8. IV, J.H.L., V, J.H.L., 2019,
  9. A Heat Transfer Textbook, Phlogiston Press,
  10. Cambridge. Kiryushin, A.I., Kodochigov, N.G., Kouzavkov, N.G., Ponomarev-Stepnoi, N.N., Gloushkov, E.S. ve Grebennik, V.N., 1997, Project of the GT-MHR High-Temperature Helium Reactor with Gas Turbine, Nucl. Eng. Des. 173, 119–129. https://d