Among the different nuclear plant concepts proposed in the frame of Generation IV, the pool-type reactors cooled by Heavy Liquid Metal represent one of the most promising options. One of the most important challenges, form the point of view of design and safety, consists in optimizing an efficient and compact design. Such requirements often imply the adoption of a lower number of cooling loops in comparison with similar reactor concepts. The intermediate loop can be eliminated by adopting a secondary fluid entering in a heat exchanger (or steam generator) located in the primary vessel. Pressurized water represents a common choice as secondary cooling fluid. One of the most safety-relevant events for this reactor concept is indeed represented by the accidental water ingress in the primary vessel, which can trigger a series of consequences potentially jeopardizing the reactor safety functions. The study of this transient implies the analysis of multiphase flow, characterized by several phenomena on different time and spatial scales. The MYRRHA reactor is a pool-type Material Testing Accelerator Driven System (ADS), cooled by Lead-Bismuth Eutectic (LBE) with the ability to operate also as a critical reactor. Pressurized water is adopted as secondary coolant, removing the power generated in the primary system through the Primary Heat Exchangers (PHX). The Ph. D. activities should focus on the MYRRHA reactor design and the impact of a PHX Tube Rupture (PHXTR) event on its components: all the analyses foreseen and the experimental campaigns in support of calculations should be aimed at studying the transient in MYRRHA relevant configuration. The theoretical analysis on the consequences following the moisture release into the primary vessel must be performed in MYRRHA-like conditions, assuming the correct dimensions for the PHX and all the related systems and components in order to be able to predict in the best way the PHXTR accident evolution. The impact on the reactor internals and the mechanical loads determined by the pressure wave and potential steam explosion should be evaluated according to the real MYRRHA configuration, as well as the pressure build-up in the reactor cover gas and the consequent reactor cover rupture disk break. The experimental campaign foreseen for MYRRHA PHXTR event, mainly in the framework of EU FP7-MAXSIMA project, have been run in a set of conditions that closely resembles the MYRRHA environment. The purpose is to validate the theoretical models and the numerical simulations towards the experiments in order to obtain suitable calculation tools allowing correct predictions. The final purpose of the Ph.D. activities consists then in fully covering the evolution of the PHXTR accident in the MYRRHA reactor by the use of suitable and validated computational tools, taking thus into account all the evolution phases and predicting the potential implications caused by the event.

Tra tutti i differenti concetti di reattori nucleari proposti nell’ambito della Generation IV, I reattori “pool-type” raffreddati a metallo liquido pesante rappresentano una delle opzioni più promettenti. Uno dei principali obbiettivi, dal punto di vista progettuale e della sicurezza, consiste nell’ottenere un concetto efficiente e compatto. Tale requisito spesso implica l’adozione di un numero inferiore di circuiti refrigeranti rispetto ad altri reattori simili. La rimozione del circuito intermedio può essere ottenuta tramite l’adozione di un fluido secondario che entri direttamente nello scambiatore di calore (o generatore di vapore) situato nel vessel primario. Per quanto concerne il fluido secondario, una scelta comune è rappresentata dall’acqua in pressione. Uno degli eventi più rilevanti dal punto di vista dell’analisi di sicurezza applicata a reattori di questa tipologia è rappresentato dall’ingresso accidentale di acqua nel vessel primario, che potrebbe scatenare una serie di conseguenze potenzialmente in grado di mettere a repentaglio la sicurezza del reattore. Lo studio di tale transitorio implica un’analisi multifase dei flussi, caratterizzata da svariate fenomenologie su diverse scale spaziali e temporali. MYRRHA è un reattore di ricerca pool-type raffreddato da una lega eutettica di piombo e bismuto (LBE). Pur essendo un Accelerator Driven System (ADS), ha la capacità di operare in modalità critica. La potenza generata nel sistema di raffreddamento primario è trasferita, tramite lo Scambiatore di Calore Primario (PHX), nel sistema secondario, per il quale l’acqua in pressione è stata selezionata come refrigerante. Le attività del Ph.D. si focalizzeranno sul progetto del reattore MYRRHA, con particolare riferimento al PHX. L’incidente di rottura di un tubo dello scambiatore stesso (PHXTR), con le conseguenze sugli altri componenti del reattore, sarà analizzato in una configurazione realistica del reattore tramite specifici modelli di calcolo ed attività sperimentali dedicate. Le analisi teoriche sulle conseguenze del rilascio di una miscela bifase di acqua-vapore nel vessel primario devono essere eseguite in condizioni rappresentative del reattore MYRRHA: questo comporta una fedele modellazione, in termini geometrici e di processo, dello scambiatore e degli altri componenti, al fine di essere in grado di simulare l’evoluzione dell’incidente nel modo migliore possibile. L’impatto sui componenti situati all’interno del vessel ed i carichi meccanici generati dall’incidente di rottura del tubo devono essere valutati in base alle reali condizioni d’impianto, così come l’incremento di pressione nel vessel e la conseguente apertura del disco di rottura. Numerose campagne sperimentali finalizzate all’analisi della rottura di un tubo dello scambiatore primario sono previste nell’ambito del progetto Europeo FP7-MAXSIMA. Tali esperimenti sono stati concepiti per simulare le condizioni operative del reattore MYRRHA nel migliore dei modi, allo scopo di validare i modelli di calcolo. Tali simulazioni numeriche saranno poi utilizzate per estendere le capacità predittive degli esperimenti. Lo scopo finale del Ph.D. consiste dunque nella finalizzazione del progetto dello scambiatore di calore del reattore MYRRHA, rivolgendo particolare attenzione allo studio dell’incidente di rottura di un tubo. La programmazione di specifici strumenti di calcolo è prevista al fine di essere in grado di simulare tutte le fasi dell’incidente e le potenziali implicazioni per la sicurezza dell’impianto.

The MYRRHA reactor design and the primary heat exchanger (PHX) tube rupture event analysis

CASTELLITI, DIEGO
2018-04-23

Abstract

Tra tutti i differenti concetti di reattori nucleari proposti nell’ambito della Generation IV, I reattori “pool-type” raffreddati a metallo liquido pesante rappresentano una delle opzioni più promettenti. Uno dei principali obbiettivi, dal punto di vista progettuale e della sicurezza, consiste nell’ottenere un concetto efficiente e compatto. Tale requisito spesso implica l’adozione di un numero inferiore di circuiti refrigeranti rispetto ad altri reattori simili. La rimozione del circuito intermedio può essere ottenuta tramite l’adozione di un fluido secondario che entri direttamente nello scambiatore di calore (o generatore di vapore) situato nel vessel primario. Per quanto concerne il fluido secondario, una scelta comune è rappresentata dall’acqua in pressione. Uno degli eventi più rilevanti dal punto di vista dell’analisi di sicurezza applicata a reattori di questa tipologia è rappresentato dall’ingresso accidentale di acqua nel vessel primario, che potrebbe scatenare una serie di conseguenze potenzialmente in grado di mettere a repentaglio la sicurezza del reattore. Lo studio di tale transitorio implica un’analisi multifase dei flussi, caratterizzata da svariate fenomenologie su diverse scale spaziali e temporali. MYRRHA è un reattore di ricerca pool-type raffreddato da una lega eutettica di piombo e bismuto (LBE). Pur essendo un Accelerator Driven System (ADS), ha la capacità di operare in modalità critica. La potenza generata nel sistema di raffreddamento primario è trasferita, tramite lo Scambiatore di Calore Primario (PHX), nel sistema secondario, per il quale l’acqua in pressione è stata selezionata come refrigerante. Le attività del Ph.D. si focalizzeranno sul progetto del reattore MYRRHA, con particolare riferimento al PHX. L’incidente di rottura di un tubo dello scambiatore stesso (PHXTR), con le conseguenze sugli altri componenti del reattore, sarà analizzato in una configurazione realistica del reattore tramite specifici modelli di calcolo ed attività sperimentali dedicate. Le analisi teoriche sulle conseguenze del rilascio di una miscela bifase di acqua-vapore nel vessel primario devono essere eseguite in condizioni rappresentative del reattore MYRRHA: questo comporta una fedele modellazione, in termini geometrici e di processo, dello scambiatore e degli altri componenti, al fine di essere in grado di simulare l’evoluzione dell’incidente nel modo migliore possibile. L’impatto sui componenti situati all’interno del vessel ed i carichi meccanici generati dall’incidente di rottura del tubo devono essere valutati in base alle reali condizioni d’impianto, così come l’incremento di pressione nel vessel e la conseguente apertura del disco di rottura. Numerose campagne sperimentali finalizzate all’analisi della rottura di un tubo dello scambiatore primario sono previste nell’ambito del progetto Europeo FP7-MAXSIMA. Tali esperimenti sono stati concepiti per simulare le condizioni operative del reattore MYRRHA nel migliore dei modi, allo scopo di validare i modelli di calcolo. Tali simulazioni numeriche saranno poi utilizzate per estendere le capacità predittive degli esperimenti. Lo scopo finale del Ph.D. consiste dunque nella finalizzazione del progetto dello scambiatore di calore del reattore MYRRHA, rivolgendo particolare attenzione allo studio dell’incidente di rottura di un tubo. La programmazione di specifici strumenti di calcolo è prevista al fine di essere in grado di simulare tutte le fasi dell’incidente e le potenziali implicazioni per la sicurezza dell’impianto.
23-apr-2018
Among the different nuclear plant concepts proposed in the frame of Generation IV, the pool-type reactors cooled by Heavy Liquid Metal represent one of the most promising options. One of the most important challenges, form the point of view of design and safety, consists in optimizing an efficient and compact design. Such requirements often imply the adoption of a lower number of cooling loops in comparison with similar reactor concepts. The intermediate loop can be eliminated by adopting a secondary fluid entering in a heat exchanger (or steam generator) located in the primary vessel. Pressurized water represents a common choice as secondary cooling fluid. One of the most safety-relevant events for this reactor concept is indeed represented by the accidental water ingress in the primary vessel, which can trigger a series of consequences potentially jeopardizing the reactor safety functions. The study of this transient implies the analysis of multiphase flow, characterized by several phenomena on different time and spatial scales. The MYRRHA reactor is a pool-type Material Testing Accelerator Driven System (ADS), cooled by Lead-Bismuth Eutectic (LBE) with the ability to operate also as a critical reactor. Pressurized water is adopted as secondary coolant, removing the power generated in the primary system through the Primary Heat Exchangers (PHX). The Ph. D. activities should focus on the MYRRHA reactor design and the impact of a PHX Tube Rupture (PHXTR) event on its components: all the analyses foreseen and the experimental campaigns in support of calculations should be aimed at studying the transient in MYRRHA relevant configuration. The theoretical analysis on the consequences following the moisture release into the primary vessel must be performed in MYRRHA-like conditions, assuming the correct dimensions for the PHX and all the related systems and components in order to be able to predict in the best way the PHXTR accident evolution. The impact on the reactor internals and the mechanical loads determined by the pressure wave and potential steam explosion should be evaluated according to the real MYRRHA configuration, as well as the pressure build-up in the reactor cover gas and the consequent reactor cover rupture disk break. The experimental campaign foreseen for MYRRHA PHXTR event, mainly in the framework of EU FP7-MAXSIMA project, have been run in a set of conditions that closely resembles the MYRRHA environment. The purpose is to validate the theoretical models and the numerical simulations towards the experiments in order to obtain suitable calculation tools allowing correct predictions. The final purpose of the Ph.D. activities consists then in fully covering the evolution of the PHXTR accident in the MYRRHA reactor by the use of suitable and validated computational tools, taking thus into account all the evolution phases and predicting the potential implications caused by the event.
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