[EN] The origin of the scaling-issue is the impossibility to obtain measured data in case of an accident in nuclear reactors. The knowledge of thermal hydraulic phenomena oc-curring in Nuclear Power Plants (NPP) during an accident is very important in nuclear safety. As full-scale testing is usually impossible to perform it, thus, a number of small-scale Integral Test Facilities (ITF) of prototype systems have been built to inves-tigate the physical phenomena of transients or possible accidents in NPPs.
The design and implementation of these small-scale ITF is performed in the frame of several international projects, among which are the promoted by the Nuclear Safety Council (CSN) and the Organization for Economic Cooperation and Development (OECD) aimed at assimilation, application and improvement of thermalhydraulic codes. Among them, the projects "Analysis and simulation of accidental sequences in PWR reactors. SPAIN CAMP Project" and "Analysis and simulation of the OECD/NEA PKL and OECD/NEA ROSA experiments. Application to the Spanish NPP" are based on a series of experiments in Large Scale Test Facility (LSTF) and Primärkreislauf Versuchsanlage (PKL), both ITF.
To analyze the applicability and/or extension of these results to the safety and opera-tion of a generic NPP in this Thesis a methodology applied to the scaling has been developed. This methodology consists of the following points.
First, a LSTF model has been developed using the thermalhydraulic code TRACE (TRAC / RELAP Advanced Computational Engine). This model has been used to reproduce different experiments based on Small Break Loss-Of-Coolant Accident (SBLOCA) produced in different locations of the ITF (upper head of the vessel, hot legs, cold legs, etc.). After comparing the simulation results with experimental ones, the differences between both have been analyzed. Furthermore, the special TRACE5 models have been considered to improve the simulation of determined phenomena. With this, a validated LSTF model developed using TRACE5 has been obtained.
From the LSTF model, a scaled-up model has been developed applying the volumetric scaling methodology. The use of this methodology is based on the LSTF is a Full-Height, Full- Pressure (FHFP) facility and all the accidents considered are SBLOCA. Under these conditions, the fluid properties are maintained; therefore, it is appropriate to use the volumetric scaling methodology.
The same experiments reproduced using the LSTF model have been simulated with the scaled-up model to assess if TRACE5 code is able to well reproduce the same phe-nomenology happening in a small scale facility. The simulation results have been compared with experimental results and those obtained with the LSTF model.
Furthermore, trying to study in depth the scaling methodology, a TRACE5 model of the PKL facility has been used to reproduce the counterpart test, which is common to LSTF and PKL facilities. These facilities are not equal in design and operation condi-tions. It allows studying the phenomenology and scaling aspects in systems with dif-ferent design and operation conditions as well as to obtain scaling relations between both facilities. / [ES] El origen de la herramienta del escalado en el campo de la seguridad nuclear surge ante la imposibilidad de tener datos reales medidos sobre los fenómenos termohidráu-licos que ocurren en una central nuclear durante un accidente y la importancia del conocimiento de dichos fenómenos. De ahí la necesidad de desarrollar instalaciones que representen determinadas centrales nucleares a pequeña escala donde se puedan reproducir diferentes experimentos.
El diseño y la puesta en marcha de dichas instalaciones a pequeña escala se enmarca dentro de diversos proyectos internacionales, entre los que se encuentran los promovi-dos por el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) y la Organización para la Coopera-ción y el Desarrollo Económico (Organisation for Economic Co-operation and Deve-lopment, OECD) encaminados a la asimilación, aplicación y mejora de los códigos termohidráulicos. Entre ellos, los proyectos "Análisis y simulación de secuencias acci-dentales en reactores PWR. Proyecto CAMP ESPAÑA" y "Análisis y simulación de los experimentos OECD/NEA PKL y OECD/NEA ROSA. Aplicación a las CC.NN. españolas". Los proyectos, OECD/NEA PKL y OECD/NEA ROSA, se basan en una serie de experimentos realizados en las instalaciones experimentales a pequeña escala o Integral Test Facilities (ITFs), Large Scale Test Facility (LSTF) y Primärkreislauf Versuchsanlage (PKL).
Para analizar la aplicabilidad y/o extensión de estos resultados a la seguridad y opera-ción de una planta genérica en la presente Tesis se ha desarrollado una metodología aplicada al escalado que ha consistido en los siguientes puntos.
En primer lugar, se ha desarrollado un modelo de la instalación LSTF con el código termohidráulico TRACE (TRAC/RELAP Advanced Computational Engine) y se han reproducido diferentes experimentos basados en pequeñas roturas con pérdida de refri-gerante o Small Break Loss-Of-Coolant Accident (SBLOCA) que se producen en dife-rentes localizaciones de la instalación (upper head de la vasija, ramas calientes, ramas frías, etc.). Tras comparar los resultados de simulación con los resultados experimenta-les y estudiar los modelos especiales de TRACE para mejorar la simulación de deter-minados fenómenos se han analizado las posibles diferencias existentes y se ha consi-derado el modelo de LSTF como validado.
A partir de dicho modelo de LSTF se ha desarrollado un modelo escalado, aplicando la metodología de escalado volumétrico. La utilización de dicha metodología se basa en que la instalación LSTF es una instalación que conserva la misma altura y presión que su central de referencia, Full-Height, Full- Pressure, (FHFP) y los accidentes considerados son SBLOCA. En estas condiciones, el fluido mantiene sus propiedades y, por tanto, resulta adecuada la aplicación de la metodología de escalado volumétrico.
Con el modelo escalado se han reproducido los mismos experimentos que con el mo-delo de LSTF con el objetivo de comprobar si el código TRACE5 es capaz de repro-ducir la misma fenomenología que ocurre a pequeña escala. Para ello los resultados de simulación también se han comparado con los resultados experimentales y con los obtenidos con el modelo de LSTF.
Además, para profundizar más en la metodología de escalado, se ha utilizado un mo-delo de la instalación PKL con el que se ha reproducido el experimento counterpart, común a las instalaciones LSTF y PKL, que tienen diferentes condiciones de diseño y operación. Esto permite estudiar la fenomenología y aspectos relativos al escalado en instalaciones con diferentes condiciones de diseño y operación, así como obtener las relaciones de escalado entre ambas instalaciones. / [CA] L'origen de l'eina de l'escalat en el camp de la seguretat nuclear sorgeix davant la im-possibilitat de tenir dades reals mesurades sobre els fenòmens termohidràulics que ocorren en una central nuclear durant un accident i la importància del coneixement d'aquests fenòmens. D'ahí la necessitat de desenvolupar instal·lacions que representen determinades centrals nuclears a escala menuda on es puguen reproduir diferents expe-riments.
El disseny i la posta en marxa d'aquestes instal·lacions a escala menuda s'emmarca dins de diversos projectes internacionals, entre els quals es troben els que promou el Con-sell de Seguretat Nuclear (CSN) i l'Organització per a la Cooperació i el Desenvolu-pament Econòmic (Organisation for Economic Cooperation and Development, OECD) encaminats a l'assimilació, aplicació i millora dels codis termohidráulics. En-tre ells, els projectes "Anàlisis i simulació de seqüències accidentals en reactors PWR. Projecte CAMP ESPANYA" i "Anàlisi i simulació dels experiments OECD/NEA PKL i OECD/NEA ROSA. Aplicació a les CC.NN. espanyoles". Els projectes, OECD/NEA PKL i OECD/NEA ROSA, es basen en una sèrie d'experiments realitzats en les insta-llacions experimentals a escala menuda o Integral Test Facilities (ITFs), Large Scale Test Facility (LSTF) i Primärkreislauf Versuchsanlage (PKL).
Per analitzar l'aplicabilitat i/o extensió d'aquests resultats a la seguretat i operació d'una planta genèrica en la present Tesi s'ha desenvolupat una metodologia aplicada a l'esca-lat que ha consistit en els següents punts.
En primer lloc, s'ha desenvolupat un model de la instal·lació LSTF amb el codi ter-mohidráulic TRACE (TRAC/RELAP Advanced Computational Engine) i s'han repro-duït diferents experiments basats en trencaments menuts amb pèrdua de refrigerant o Small Break Loss-Of-Coolant Accident (SBLOCA) que es produeixen en diferents localitzacions de la instal·lació (upper head de l'atuell, branques calentes, branques fredes, etc.). Després de comparar els resultats de simulació amb els resultats experi-mentals i estudiar els models especials de TRACE per millorar la simulació de deter-minats fenòmens s'han analitzat les possibles diferències existents i s'ha consi-deratel model de LSTF com validat.
A partir d'aquest model de LSTF s'ha desenvolupat un model escalat, aplicant la meto-dologia d'escalat volumètric. La utilització d'aquesta metodologia es basa en que la instal·lació LSTF és una instal·lació que conserva la mateixa altura i pressió que la seva central de referència, Full-Height, Full-Pressure, (FHFP) i els accidents conside-rats són SBLOCA. En aquestes condicions, el fluid manté les seves propietats i, per tant, resulta adequada l'aplicació de la metodologia d'escalat volumètric.
Amb el model escalat s'han reproduït els mateixos experiments que amb el model de LSTF amb l'objectiu de comprovar si el codi TRACE5 és capaç de reproduir la matei-xa fenomenologia que ocorre a escala menuda. Per això els resultats de simulació tam-bé s'han comparat amb els resultats experimentals i amb els obtinguts amb el model de LSTF.
A més, per aprofundir més en la metodologia d'escalat, s'ha utilitzat un model de la instal·lació PKL amb el qual s'ha reproduït l'experiment counterpart, comú a les ins-tal·lacions LSTF i PKL, que tenen diferents condicions de disseny i operació. Això permet estudiar la fenomenologia i aspectes relatius a l'escalat en instal·lacions amb diferents condicions de disseny i operació, així com obtenir les relacions d'escalat entre ambdues instal·lacions. / Querol Vives, A. (2015). Análisis termohidráulico de la instalación LSTF/ROSA utilizando el código TRACE5. Aportaciones a la metodología de escalado [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/59445
| Identifer | oai:union.ndltd.org:upv.es/oai:riunet.upv.es:10251/59445 |
| Date | 07 January 2016 |
| Creators | Querol Vives, Andrea |
| Contributors | Gallardo Bermell, Sergio, Verdú Martín, Gumersindo Jesús, Universitat Politècnica de València. Departamento de Ingeniería Mecánica y de Materiales - Departament d'Enginyeria Mecànica i de Materials |
| Publisher | Universitat Politècnica de València |
| Source Sets | Universitat Politècnica de València |
| Language | Spanish |
| Detected Language | Spanish |
| Type | info:eu-repo/semantics/doctoralThesis, info:eu-repo/semantics/acceptedVersion |
| Rights | http://rightsstatements.org/vocab/InC/1.0/, info:eu-repo/semantics/openAccess |
Page generated in 0.0039 seconds