Submitted by Amanda Silva (amanda.osilva2@ufpe.br) on 2015-03-03T13:55:23Z No. of bitstreams: 2 DISSERTAÇÃO LUIS FELIPE SERRA CADIZ.pdf: 3963641 bytes, checksum: 5c7ca07e3ef25efa7eff327a137dc5be (MD5) license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) / Made available in DSpace on 2015-03-03T13:55:23Z (GMT). No. of bitstreams: 2 DISSERTAÇÃO LUIS FELIPE SERRA CADIZ.pdf: 3963641 bytes, checksum: 5c7ca07e3ef25efa7eff327a137dc5be (MD5) license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) Previous issue date: 2013 / O presente trabalho se propõe a apresentar um método de análise do comportamento termoidráulico de um reator tipo piscina após seu desligamento, através da resolução numérica das equações de transferência de calor aplicadas ao núcleo e seus componentes. As grandezas termoidráulicas estudadas são: as temperaturas do núcleo, revestimentos e refrigerante e a vazão mássica. A resolução numérica foi feita através de código computacional MT-RP.V1 (Modelo Termoidráulico - Reator tipo Piscina), escrito em Matlab, gerado especificamente para esse fim e que utiliza gráficos e tabelas como saídas. Os códigos computacionais usados em projetos de construção de reatores nucleares, especificamente no que se refere à análise termoidráulica de seu núcleo, têm como principal objetivo reproduzir condições reais de operação de modo que predigam, quantitativamente, as condições limites de operação a fim de que o limite de segurança não seja ultrapassado. A validação do código foi feita comparando-se os resultados gerados pelo código computacional MT-RP.V1 com os resultados encontrados no código MTHCNR (Modelo Termoidráulico de Convecção Natural em Reatores), desenvolvido por pesquisadores do Instituto de Engenharia Nuclear (IEN), para o projeto do Reator Produtor de Radioisótopos (RPR), a fim de simular um modelo termoidráulico do núcleo e do poço desse reator. Os resultados encontrados demonstraram que os parâmetros termoidráulicos permanecem dentro dos limites de segurança após seu desligamento.

A pesquisa e o desenvolvimento de sistemas passivos de resfriamento de emergência são necessários para os sistemas termo-nucleares de nova geração. Algumas informações fundamentais sobre a operação desses sistemas requerem a pesquisa de alguns processos relativos à circulação natural, principalmente em condições de escoamento bifásico envolvendo processos de condensação na presença não-condensáveis, pois muitas situações encontradas são novas. A bancada experimental de circulação natural (BCN) foi utilizada para a realização de testes com diversas concentrações de não-condensáveis e níveis de potência. O não-condensável presente no circuito diminui a taxa de transferência de calor para o secundário do trocador de calor, causando baixo desempenho do trocador de calor. A presença de altas concentrações de não-condensáveis no trocador de calor propicia elevadas variações de pressão, decorrentes do processo de condensação abrupto, determinando a inversão da vazão e de fortes vibrações e esforços nas tubulações do circuito. A concentração inicial de não-condensável e a geometria do circuito, na entrada do trocador de calor, determinam o estabelecimento de transitórios com escoamento bifásico. A BCN foi modelada com o código computacional de Análise de Acidentes e Termo-Hidráulica RELAP5/MOD3.3 e, os valores calculados foram comparados com os dados experimentais, apresentando boa concordância para menores concentrações de ar. Os valores calculados para maiores concentrações de não-condensável foram satisfatórios após o circuito ter atingido a temperatura de saturação no aquecedor elétrico. / The research and the development of passive emergency cooling systems are necessary for the new generation of thermo-nuclear systems. Some basic information on the operation of these systems require the research of some relative processes to the natural circulation, mainly in conditions of two-phase flow involving processes of condensation in the presence of non-condensable gases, because many found situations are new. The experimental facility called Bancada de Circulação Natural (BCN) was used for the realization of tests with diverse concentrations of non-condensable and power levels. The non-condensable gas present in the circuit decreases the rate of heat transfer for the secondary of the heat exchanger, determining low efficiency of the heat exchanger. High concentration of non-condensable in the vapor condensation, determines negative pressure, and cause the inversion of the flow in the circuit. The initial concentration of non-condensable and the geometry of the circuit, in the inlet of the heat exchanger, determines the establishment of transitory with two-phase flow. The BCN was performed with the computational code of Analysis of Accidents and Thermal-Hydraulics RELAP5/MOD3.3 and, the calculated values had been compared with the experimental data, presenting good agreement for small non-condensable concentrations. The values calculated for high concentrations of non-condensable had been satisfactory after the circuit to have reached the temperature of saturation in the electric heater.

A pesquisa e o desenvolvimento de sistemas passivos de resfriamento de emergência são necessários para os sistemas termo-nucleares de nova geração. Algumas informações fundamentais sobre a operação desses sistemas requerem a pesquisa de alguns processos relativos à circulação natural, principalmente em condições de escoamento bifásico envolvendo processos de condensação na presença não-condensáveis, pois muitas situações encontradas são novas. A bancada experimental de circulação natural (BCN) foi utilizada para a realização de testes com diversas concentrações de não-condensáveis e níveis de potência. O não-condensável presente no circuito diminui a taxa de transferência de calor para o secundário do trocador de calor, causando baixo desempenho do trocador de calor. A presença de altas concentrações de não-condensáveis no trocador de calor propicia elevadas variações de pressão, decorrentes do processo de condensação abrupto, determinando a inversão da vazão e de fortes vibrações e esforços nas tubulações do circuito. A concentração inicial de não-condensável e a geometria do circuito, na entrada do trocador de calor, determinam o estabelecimento de transitórios com escoamento bifásico. A BCN foi modelada com o código computacional de Análise de Acidentes e Termo-Hidráulica RELAP5/MOD3.3 e, os valores calculados foram comparados com os dados experimentais, apresentando boa concordância para menores concentrações de ar. Os valores calculados para maiores concentrações de não-condensável foram satisfatórios após o circuito ter atingido a temperatura de saturação no aquecedor elétrico. / The research and the development of passive emergency cooling systems are necessary for the new generation of thermo-nuclear systems. Some basic information on the operation of these systems require the research of some relative processes to the natural circulation, mainly in conditions of two-phase flow involving processes of condensation in the presence of non-condensable gases, because many found situations are new. The experimental facility called Bancada de Circulação Natural (BCN) was used for the realization of tests with diverse concentrations of non-condensable and power levels. The non-condensable gas present in the circuit decreases the rate of heat transfer for the secondary of the heat exchanger, determining low efficiency of the heat exchanger. High concentration of non-condensable in the vapor condensation, determines negative pressure, and cause the inversion of the flow in the circuit. The initial concentration of non-condensable and the geometry of the circuit, in the inlet of the heat exchanger, determines the establishment of transitory with two-phase flow. The BCN was performed with the computational code of Analysis of Accidents and Thermal-Hydraulics RELAP5/MOD3.3 and, the calculated values had been compared with the experimental data, presenting good agreement for small non-condensable concentrations. The values calculated for high concentrations of non-condensable had been satisfactory after the circuit to have reached the temperature of saturation in the electric heater.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2013-12-04T16:18:09Z No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2012_03.pdf: 4322280 bytes, checksum: 152c1709f49d00375840584dd18f67e4 (MD5) / Made available in DSpace on 2013-12-04T16:18:09Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2012_03.pdf: 4322280 bytes, checksum: 152c1709f49d00375840584dd18f67e4 (MD5) Previous issue date: 2012 / Uma das características mais importantes e desejadas em uma planta nuclear é a segurança. E na busca de sistemas que propiciem uma segurança passiva destaca-se atualmente o emprego de sistemas de refrigeração por circulação natural. Estes sistemas podem ser utilizados como mecanismo de retirada de calor residual, ou até mesmo, de refrigeração principal de seções quentes de um reator, como por exemplo, o núcleo. Neste trabalho o código de fluidodinâmica computacional (CFD) chamado CFX é utilizado para simular o processo de circulação natural que ocorre na piscina de um reator de pesquisas logo após o seu desligamento. O modelo físico estudado é semelhante ao do reator OPAL - Open Pool Australian Light water reactor, e é composto pelo núcleo, piscina de refrigeração, tanque refletor, tubos de circulação e chaminé. Para melhor desempenho computacional, a região do núcleo foi modelada como um meio poroso, cujos parâmetros foram obtidos separadamente em uma análise de CFD detalhada. Neste trabalho busca-se também a viabilidade de implementação do algoritmo de Evolução Diferencial para otimização dos parâmetros físicos e operacionais, que obedecendo às leis de similaridade, conduzam a uma seção de teste em escala reduzida da piscina do reator. / Safety is one of the most important and desirable characteristics in a nuclear plant. Natural circulation cooling systems are noted for providing passive safety. These systems can be used as mechanism for removing the residual heat from the reactor, or even as the main cooling system for heated sections, sech as the core. In this work, a computational fluid dynamicas (CFD) code called CFX is used to simulate the process of natural circulation in a research reactor pool after its shutdown. The physical model studied is similar to the Open Pool Australian Light water reactor (OPAL), and contains the core, cooling pool, reflecting thak, circulation pipes and chimney. For best computing performance, the core region was modeled as a porous medium, where the parameters were obtained from a separately detailed CFD analysis. This work also aims to study the viability of the implementation of Differential Evolution algorithm for optimization the physical and operational parameters that, obeying the laws of similarity, lead to a test section on a reduced scale of the reactor pool.

Neste trabalho são apresentados resultados experimentais, de um circuito operando em circulação natural, que permitem analisar o comportamento de um sistema de resfriamento de emergência quando é aberta uma linha de desvio entre a fonte quente e a fonte fria. O trabalho tem ainda a importância de documentar os testes de caracterização hidráulica do circuito experimental, fornecendo inclusive os fatores de perda de pressão específicos para o circuito. Observou-se que, para uma mesma potência, quando é aberta a linha de desvio, a temperatura na saída da fonte quente aumenta substancialmente. Esse aumento ocorre porque a vazão através do aquecedor diminui. A vazão através do trocador de calor (fonte fria) aumenta ligeiramente, sendo sempre a soma das vazões na linha de desvio e no aquecedor. O trabalho mostra ainda que a posição de conexão da linha de desvio com a perna quente determina o sentido de escoamento, podendo ocorrer a inversão a partir de uma determinada cota. Para comprovar a possibilidade de simulação precisa dos experimentos foi ainda desenvolvido um modelo numérico das equações de conservação, utilizando o programa “Engineering Equation Solver" (EES). Esse modelo foi utilizado para reproduzir os experimentos de circulação natural pelo circuito externo. / This work presents experimental results of a circuit when operating in natural circulation. These results allow to analyze the behavior of an emergency core cooling system when a bypass line that connects the hot source with the cold source is opened. This work also reports the hydraulic characterization of the experimental loop, given geometric and hydraulic data including experimental friction factors specific to this circuit. It was observed that, to a fixed thermal power, when the bypass line is opened, the heater outlet temperature increases. This temperature increase is due to the decrease in the flow rate through the heater. The heat exchanger's flow rate is subjected to a small increase. This flow rate is the sum of the bypass line and heater mass flow rates. This work also shows that the vertical position of the connection of the bypass line in the hot-leg determines the flow direction in the bypass line. If the bypass line connection is in the lowest position, the flow is from the cold to the hot-leg. If the bypass connection is in the highest position, the flow is from the hot to the cold-leg. A numerical model used to evaluate friction factors and heat transfer coefficients influence was developed. It was used to confirm the possibility of precise experiments simulation. The conservation equations are solved using “Engineering Equation Solver" (EES), a thermal hydraulics analysis tool. The model was adjusted with natural circulation experimental data and was tested with results of natural circulation without bypass lines.

Neste trabalho são apresentados resultados experimentais, de um circuito operando em circulação natural, que permitem analisar o comportamento de um sistema de resfriamento de emergência quando é aberta uma linha de desvio entre a fonte quente e a fonte fria. O trabalho tem ainda a importância de documentar os testes de caracterização hidráulica do circuito experimental, fornecendo inclusive os fatores de perda de pressão específicos para o circuito. Observou-se que, para uma mesma potência, quando é aberta a linha de desvio, a temperatura na saída da fonte quente aumenta substancialmente. Esse aumento ocorre porque a vazão através do aquecedor diminui. A vazão através do trocador de calor (fonte fria) aumenta ligeiramente, sendo sempre a soma das vazões na linha de desvio e no aquecedor. O trabalho mostra ainda que a posição de conexão da linha de desvio com a perna quente determina o sentido de escoamento, podendo ocorrer a inversão a partir de uma determinada cota. Para comprovar a possibilidade de simulação precisa dos experimentos foi ainda desenvolvido um modelo numérico das equações de conservação, utilizando o programa “Engineering Equation Solver” (EES). Esse modelo foi utilizado para reproduzir os experimentos de circulação natural pelo circuito externo. / This work presents experimental results of a circuit when operating in natural circulation. These results allow to analyze the behavior of an emergency core cooling system when a bypass line that connects the hot source with the cold source is opened. This work also reports the hydraulic characterization of the experimental loop, given geometric and hydraulic data including experimental friction factors specific to this circuit. It was observed that, to a fixed thermal power, when the bypass line is opened, the heater outlet temperature increases. This temperature increase is due to the decrease in the flow rate through the heater. The heat exchanger's flow rate is subjected to a small increase. This flow rate is the sum of the bypass line and heater mass flow rates. This work also shows that the vertical position of the connection of the bypass line in the hot-leg determines the flow direction in the bypass line. If the bypass line connection is in the lowest position, the flow is from the cold to the hot-leg. If the bypass connection is in the highest position, the flow is from the hot to the cold-leg. A numerical model used to evaluate friction factors and heat transfer coefficients influence was developed. It was used to confirm the possibility of precise experiments simulation. The conservation equations are solved using “Engineering Equation Solver” (EES), a thermal hydraulics analysis tool. The model was adjusted with natural circulation experimental data and was tested with results of natural circulation without bypass lines.

Circuitos de convecção natural ou sistemas de circulação natural são empregados em diversas áreas da engenharia. Reatores nucleares refrigerados a água utilizam circuitos de circulação natural como método passivo de seguranca. Em situações críticas, sem qualquer controle externo, o sistema permanece em segurança por suas próprias características de funcionamento (intrinsecamente seguro). O trabalho proposto consiste em estudar numericamente o circuito de circulação natural de água, localizado no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares / Comissão Nacional de Energia Nuclear em São Paulo, por meio do uso de modelos matemáticos, objetivando determinar o padrão do escoamento em condições sem mudança de fase líquido-vapor. A comparação dos resultados de temperatura obtidos por cada um dos modelos de turbulência aos pontos instrumentados no circuito experimental, na condição transitória, revelou desvios significativos nas respostas do modelo de zero equação. Desvios intermediário foram observados nos modelos de transporte da viscosidade turbulenta (EVTE), k - ω, SST e SSG e resultados melhores foram vericados nos modelos k - ε e DES (com significativa superioridade do primeiro modelo). / Natural circulation loops apply to many engineering applications such as: water heating solar energy system (thermo-siphons), thermal management of electrical components (voltage converter), geothermal energy, nuclear reactors, etc. In pressurized water nuclear reactors, known as PWR\'s, the natural circulation loops are employed to ensure passive safety. In critical situations, the heat transfer will occur only by natural convection, without any external control or mechanical devices. This feature is desired and has been considered in modern nuclear reactor projects. This work consists of a numerical study of the natural circulation loop, located at the Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares / Comissão Nacional de Energia Nuclear in São Paulo, Brazil, in order to establish the ow pattern in single phase conditions. The comparison of numerical results to experiments in transient condition revealed significant deviations for the Zero Equation turbulence model. Intermediate deviations for the Eddy Viscosity Turbulence Equation (EVTE), k - ω, SST e SSG models. And the best results are obtained by the k - ε e DES models (with better results for the k - ε model).

Circuitos de convecção natural ou sistemas de circulação natural são empregados em diversas áreas da engenharia. Reatores nucleares refrigerados a água utilizam circuitos de circulação natural como método passivo de seguranca. Em situações críticas, sem qualquer controle externo, o sistema permanece em segurança por suas próprias características de funcionamento (intrinsecamente seguro). O trabalho proposto consiste em estudar numericamente o circuito de circulação natural de água, localizado no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares / Comissão Nacional de Energia Nuclear em São Paulo, por meio do uso de modelos matemáticos, objetivando determinar o padrão do escoamento em condições sem mudança de fase líquido-vapor. A comparação dos resultados de temperatura obtidos por cada um dos modelos de turbulência aos pontos instrumentados no circuito experimental, na condição transitória, revelou desvios significativos nas respostas do modelo de zero equação. Desvios intermediário foram observados nos modelos de transporte da viscosidade turbulenta (EVTE), k - ω, SST e SSG e resultados melhores foram vericados nos modelos k - ε e DES (com significativa superioridade do primeiro modelo). / Natural circulation loops apply to many engineering applications such as: water heating solar energy system (thermo-siphons), thermal management of electrical components (voltage converter), geothermal energy, nuclear reactors, etc. In pressurized water nuclear reactors, known as PWR\'s, the natural circulation loops are employed to ensure passive safety. In critical situations, the heat transfer will occur only by natural convection, without any external control or mechanical devices. This feature is desired and has been considered in modern nuclear reactor projects. This work consists of a numerical study of the natural circulation loop, located at the Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares / Comissão Nacional de Energia Nuclear in São Paulo, Brazil, in order to establish the ow pattern in single phase conditions. The comparison of numerical results to experiments in transient condition revealed significant deviations for the Zero Equation turbulence model. Intermediate deviations for the Eddy Viscosity Turbulence Equation (EVTE), k - ω, SST e SSG models. And the best results are obtained by the k - ε e DES models (with better results for the k - ε model).

A segurança de instalações nucleares é uma preocupação mundial que tem crescido, sobretudo, após o acidente nuclear de Fukushima. O estudo de acidentes em reatores nucleares de pesquisa tal como o Acidente de Perda de Refrigerante (APR), considerado por muitas vezes um acidente base de projeto, é importante para garantir a integridade da instalação. O APR pode levar ao descobrimento parcial ou total do núcleo do reator e, como condição de segurança, deve-se garantir que haja a remoção do calor de decaimento dos elementos combustíveis. Esse trabalho teve o objetivo de realizar experimentos de descobrimento parcial e total no Elemento Combustível Instrumentado (ECI), construído no Instituto de Pesquisas Energética e Nucleares (IPEN), a fim de estudar os possíveis APRs em reatores de pesquisa. Uma seção de testes, denominada STAR, foi projetada e construída para simular os APRs. O ECI foi irradiado no núcleo do reator IEA-R1 (IPEN) e inserido na STAR, que ficou totalmente imersa na piscina do reator. No ECI, foram instalados termopares para medição das temperaturas do revestimento e do fluido em várias posições axiais e radiais. Foram realizados experimentos para cinco níveis de descobrimento do ECI, um total e quatro parciais, em duas condições distintas de calor de decaimento. Na análise dos resultados, verificou-se que os casos de descobrimento total foram os mais críticos, ou seja, as temperaturas do revestimento foram as maiores quando comparadas com os casos de descobrimentos parciais. Adicionalmente, foi realizada a simulação numérica de dois experimentos com o código RELAP5, cujos resultados demonstraram ótima concordância com os dos níveis experimentais, e temperaturas maiores que as experimentais. As máximas temperaturas do revestimento alcançadas em todos os experimentos ficaram bem abaixo da temperatura de empolamento do combustível, que é de 500°C. Assim, a STAR provou ser um aparato experimental seguro e confiável para a realização de experimentos de perda de refrigerante. / The safety of nuclear facilities has been a growing global concern mainly after the Fukushima nuclear accident. Studies on nuclear research reactor accidents such as the Loss of Coolant Accident (LOCA), considered many times a design basis accident, are important for guaranteeing the integrity of the plant. A LOCA may lead to the partial or complete uncovering of the fuel assemblies and assured decay heat removal is a safety condition. This work aimed to perform partial and complete uncovering experiments in the Instrumented Fuel Assembly (IFA) designed at the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) in order to study possible LOCAs in research reactors. A test section for experimental simulation of Loss of Coolant Accident named STAR was designed and built. The IFA was irradiated in the IEA-R1 and installed in the STAR, which was totally immersed in the reactor pool. Thermocouples were installed in the IFA to measure the clad and fluid temperatures in several axial and radial positions. The experiments were carried out for five levels of uncovering of IFA, being one complete uncovering and four partial uncovering, in two different conditions of decay heat. In the results analysis was observed that the cases of complete uncovering of the IFA were the most critical ones, that is, those cases presented higher clad temperatures when compared with partial uncovering cases. Additionally, a numerical simulation of two experiments was carried out by using the RELAP 5 code. The numerical results showed an optimum agreement with the experimental levels results and greater than the experimental temperatures. The maximum clad temperatures reached in all experiments were quite below the fuel blister temperature, which is 500 °C. Therefore, the STAR has proven to be a safe and reliable experimental apparatus for conducting loss of coolant experiments.

A segurança de instalações nucleares é uma preocupação mundial que tem crescido, sobretudo, após o acidente nuclear de Fukushima. O estudo de acidentes em reatores nucleares de pesquisa tal como o Acidente de Perda de Refrigerante (APR), considerado por muitas vezes um acidente base de projeto, é importante para garantir a integridade da instalação. O APR pode levar ao descobrimento parcial ou total do núcleo do reator e, como condição de segurança, deve-se garantir que haja a remoção do calor de decaimento dos elementos combustíveis. Esse trabalho teve o objetivo de realizar experimentos de descobrimento parcial e total no Elemento Combustível Instrumentado (ECI), construído no Instituto de Pesquisas Energética e Nucleares (IPEN), a fim de estudar os possíveis APRs em reatores de pesquisa. Uma seção de testes, denominada STAR, foi projetada e construída para simular os APRs. O ECI foi irradiado no núcleo do reator IEA-R1 (IPEN) e inserido na STAR, que ficou totalmente imersa na piscina do reator. No ECI, foram instalados termopares para medição das temperaturas do revestimento e do fluido em várias posições axiais e radiais. Foram realizados experimentos para cinco níveis de descobrimento do ECI, um total e quatro parciais, em duas condições distintas de calor de decaimento. Na análise dos resultados, verificou-se que os casos de descobrimento total foram os mais críticos, ou seja, as temperaturas do revestimento foram as maiores quando comparadas com os casos de descobrimentos parciais. Adicionalmente, foi realizada a simulação numérica de dois experimentos com o código RELAP5, cujos resultados demonstraram ótima concordância com os dos níveis experimentais, e temperaturas maiores que as experimentais. As máximas temperaturas do revestimento alcançadas em todos os experimentos ficaram bem abaixo da temperatura de empolamento do combustível, que é de 500°C. Assim, a STAR provou ser um aparato experimental seguro e confiável para a realização de experimentos de perda de refrigerante. / The safety of nuclear facilities has been a growing global concern mainly after the Fukushima nuclear accident. Studies on nuclear research reactor accidents such as the Loss of Coolant Accident (LOCA), considered many times a design basis accident, are important for guaranteeing the integrity of the plant. A LOCA may lead to the partial or complete uncovering of the fuel assemblies and assured decay heat removal is a safety condition. This work aimed to perform partial and complete uncovering experiments in the Instrumented Fuel Assembly (IFA) designed at the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) in order to study possible LOCAs in research reactors. A test section for experimental simulation of Loss of Coolant Accident named STAR was designed and built. The IFA was irradiated in the IEA-R1 and installed in the STAR, which was totally immersed in the reactor pool. Thermocouples were installed in the IFA to measure the clad and fluid temperatures in several axial and radial positions. The experiments were carried out for five levels of uncovering of IFA, being one complete uncovering and four partial uncovering, in two different conditions of decay heat. In the results analysis was observed that the cases of complete uncovering of the IFA were the most critical ones, that is, those cases presented higher clad temperatures when compared with partial uncovering cases. Additionally, a numerical simulation of two experiments was carried out by using the RELAP 5 code. The numerical results showed an optimum agreement with the experimental levels results and greater than the experimental temperatures. The maximum clad temperatures reached in all experiments were quite below the fuel blister temperature, which is 500 °C. Therefore, the STAR has proven to be a safe and reliable experimental apparatus for conducting loss of coolant experiments.