Analyses of loss-of-coolant accidents within containments of advanced pressurized water reactors using coupled system and field codes

A loss-of-coolant accident (LOCA) is one of the most serious accident which may happen in the nuclear factor cooled and moderated by water under a high pressure. A threat of the core uncover during such accident causes that LOCA became a design basis accident (DBA) and have to be simulated to prove that engineered safety systems are able to manage the potential consequences of such accident. It is obvious that LOCA can not be investigated by means of full-scale physical experiments. Thus the mathematical modeling and numerical simulations are widely used for analyses of LOCA. Two types of computer codes are applied :or these purposes at the moment: a one-dimensional system codes (also referred as the lumped parameter codes) and a three-dimensional field codes (mostly based on CFD). The work presents an initial results of LOCA analyses performed by means of coupling a domestic system code called HEPCAL and a commercial CFD program FLUENT. The simulations have been realized for design data of advanced pressurized water reactors - AP-600 and EPR.

---

Awaria rozszczelnieniowa pierwotnego obiegu chłodzenia połączona z wyciekiem chłodziwa jest jedną najpoważniejszych awarii, które mogą się wydarzyć w układach reaktorów jądrowych chłodzonych i moderowanych wodą pod ciśnieniem. Z oczywistych względów przebieg awarii rozszczelnieniowych nie może być badany na drodze eksperymentalnej w pełnej skali. Z tego powodu modelowanie matematyczne i symulacje numeryczne są powszechnie stosowaną metodą badań. Stosowane są obecnie do tych celów dwie grupy kodów komputerowych: jednowymiarowe kody systemowe (określane również jako kody o parametrach skupionych) oraz kody przestrzenne (modele trójwymiarowe, oparte zazwyczaj o numeryczną mechanikę płynów). W pracy przedstawiono wstępne rezultaty termodynamicznych analiz awarii rozszczelnieniowych zrealizowanych za pomocą sprzężenia własnego kody systemowego HEPCAL oraz komercyjnego pakietu CFD - programu FLUENT. Symulacje przeprowadzono dla układów zaawansowanych reaktorów wodny ciśnieniowych - reaktora AP-600 oraz reaktora EPR.