Accessible Requires Authentication Published by De Gruyter March 8, 2018

Analysis of double-ended guillotine break at a direct vessel Injection line of ATLAS

Nachrechnung eines Versuchs des Versuchsstands ATLAS zum doppelendigen Bruch einer direkten Einspeiseleitung
A. Tatu, J. Kim and T. Kim
From the journal Kerntechnik

Abstract

A double-ended guillotine break at a direct vessel injection line of the ATALS facility has been evaluated with the MARS-KS thermal hydraulic system analysis code. The results are validated against the ATLAS experimental data provided under the First Domestic Standard Problem for Code Assessment (DSP-01) project, indicating that the calculation can generally explain the important phenomena observed in the experiment. The major difference is that the simulation predicts a 2nd peak for the peak cladding temperature, which was not measured during the experiment. Further investigation for the core and downcomer liquid levels reveals that the 2nd peak happens because of incorrect prediction of the downcomer wall temperature caused by the lack of information for heat loss through the downcomer wall in the experiment. This is confirmed by a calculation with the downcomer wall temperature measured at the experiment modeled as a boundary condition. The results with modified downcomer wall boundary conditions show a good prediction of the PCT behavior, indicating that additional heat loss measurements at the downcomer are required for a better understanding of the complex phenomena occurring in the ATLAS downcomer.

Kurzfassung

Für einen in der Versuchsanlage ATLAS durchgeführten doppelendigen Bruch einer direkt in den Behälter führenden Einspeiseleitung wurden Nachrechnung mit dem thermohydraulischen Systemcode MARS-KS durchgeführt. Die Ergebnisse werden anhand der ATLAS-Versuchsdaten validiert, die im Rahmen des ersten koreanischen Standardproblems zur Codevalidierung (DSP-01) zur Verfügung gestellt wurden. Dabei zeigte sich, dass die Berechnung die im Experiment beobachteten wichtigen Phänomene qualitativ gut nachrechnet. Der Hauptunterschied bestand darin, dass die Simulation einen 2. Peak für die maximale Hüllrohrtemperatur vorhersagte, der während des Experiments nicht gemessen wurde. Detailuntersuchungen der Füllstände im Kern und im Downcomer zeigten, dass der 2. Peak in der Berechnung auf eine im Vergleich zu den Experimenten abweichende Temperatur im Downcomer zurückzuführen war. Für das Experiment lagen keine Werte für die Wärmeverluste im Downcomer vor, so dass die Temperaturen, die sich während der Rechnung im Downcomer einstellten, von den Messwerten abwichen. Daraufhin wurde in einer weiteren Rechnung die experimentell gemessene Temperatur an der Wand des Downcomer direkt als Randbedingung auf die Wand aufgeprägt. Dies führte zu einer guten Übereinstimmung des zeitlichen Verlaufs der maximalen Hüllrohrtemperatur. Die Autoren wünschen sich daher zusätzliche Wärmeverlustmessungen wärend der Experimente, um das Verständnis der komplexen Phenomena im Downcomer während des betrachteten Szenarios besser verstehen zu können.


* E-Mail:

References

1 Choi, K. Y. et al.: Simulation capability of the ATLAS facility for major design-basis accidents. Nuclear Technology156 (2006) 25610.13182/NT06-A3789 Search in Google Scholar

2 Korea Hydro & Nuclear Power Co.: Standard safety analysis report for APR1400. (2002) Search in Google Scholar

3 Choi, K. Y. et al.: Experimental simulation of a direct vessel injection line break of the APR1400 with the ATLAS. Nuclear Engineering and Technology41 (2009) 65510.5516/NET.2009.41.5.655  Search in Google Scholar

4 Kim, Y. S. et al.: First ATLAS domestic standard problem (DSP-01) for the code assessment. Nuclear Engineering and Technology43 (2011) 2510.5516/NET.2011.43.1.025 Search in Google Scholar

5 United State Nuclear Regulatory Commission: RELAP5/MOD3.3 code manual, volume I: code structure, system models and solution methods. NUREG/CR-5535/RevP4 (2010) Search in Google Scholar

6 United State Nuclear Regulatory Commission: TRACE V5.840 Theory Manual. (2013) Search in Google Scholar

7 Korea Institute of Nuclear Safety: 2016. MARS-KS code manual, volume II: input requirements. KINS/RR-1282 Rev.1 (2016) Search in Google Scholar

8 Kang, K. H. et al.: ATLAS facility and instrumentation description report. KAERI/TR-3779/2009, Korea Atomic Energy Research Institute (2009) Search in Google Scholar

9 Ishii, M.; Kataoka, I.: Similarity analysis and scaling criteria for LWRs under single phase and two-phase natural circulation. NUREG/CR-3267, ANL-83-32 (1983) 10.2172/6312011 Search in Google Scholar

10 Chu, I. C. et al.: Development of passive flow controlling safety injection tank for APR1400. Nuclear Engineering and Design238 (2008) 20010.1016/j.nucengdes.2007.07.002 Search in Google Scholar

11 Henry, R. E.; Fauske, H. K.: The two-phase critical flow of one-component mixtures in nozzles, orifices, and short tubes. Journal of Heat Transfer93 (1971) 17910.1115/1.3449782 Search in Google Scholar

12 Choi, K. Y. et al.: ATLAS project experimental data/information transfer, quick-look data report on SB-DVI-08 (a guillotine break of an 8.5 inch). ATLAS-QLR-SB-DVI-08, Korea Atomic Energy Research Institute (2009) Search in Google Scholar

13 Ko, H. R.; Kim, T.: Analysis of a DVI line break accident of the ATLAS facility. Transaction of American Nuclear Society,109 (2017) 1747 Search in Google Scholar

14 Bankoff, S. G. et al.: Countercurrent flow of air/water and steam/water through a horizontal perforated plate. Journal of Heat Transfer24 (1981) 138110.1016/0017-9310(81)90188-5 Search in Google Scholar

Received: 2017-11-03
Published Online: 2018-03-08
Published in Print: 2018-03-19

© 2018, Carl Hanser Verlag, München