Effectiveness of radial flow on rewetting of AHWR fuel cluster

摘要

Der fortgeschrittene Schwerwasserreaktor (AHWR) ist ein Leichtwasser gekühlter, Schwerwasser moderierter Reaktor mit Naturumlauf. Im Falle eines Kühlmittelverlustunfalls steigt die Temperatur der Brennstoffhülle sehr hoch an und sinkt wieder nach einer Kühlmittelinjektion vom Notfallkühlsystem (ECCS). Die Wiederbenet-zung findet bei Siedewasserreaktoren (BWR) durch fluten von oben statt, bei Druckwasserreaktoren (PWR) durch fluten von unten. Beim AHWR dagegen dringt das Notfallkühlmittel in radialer Richtung in den Reaktorkern ein. Danach kommt es zu Querströmungsphänomenen von einem Brennstab zum anderen. In der vorliegenden Studie wurde die Wirkung der Querströmung auf die Wiederbenetzung des AHWR-Brennele-mentbündels untersucht. Ein Experiment zur Untersuchung der Physik des Wiederbenetzungsverhaltens der Brennelementbündel des AHWR wurde konzipiert. Dabei wird die Modellierung der experimentellen Anordnung Druckröhren, Brennelementbündel, Dampferzeuger, Akkumulator, etc. diskutiert und die Wirkungsweise der radialen Strömung auf die Wiederbenetzung der Brennstäbe untersucht. Eine Analyse des Modells wurde sowohl mit wie auch ohne Querströmung durchgeführt und zeigt, dass die Temperatur der Brennelemente empfindlich auf Querströmungen reagiert. Der thermohydraulische Sicherheitsanalyse-Code Relap5/3.2 wurde für die Modellierung der experimentellen Anordnung und die Untersuchung der Wie-derbenetzung verwendet.%Rewetting of a hot surface is the process of establishing direct liquid contact with a large portion of the surface whose initial temperature exceeds that required to maintain film boiling for prescribed surface and flow conditions. The Advanced Heavy water Reactor (AHWR) is a natural circulation vertical pressure tube type boiling light water cooled and heavy water moderated reactor. In case of a loss of coolant accident, the clad surface temperature goes up very high and comes down due to coolant injection from the Emergency Core Coolant System (ECCS). The rewetting takes place in Boiling Water Reactors (BWR) due to top flooding and Pressurised Water Reactors (PWR) due to bottom flooding. But in AHWR, the emergency coolant enters into the reactor core in radial direction and after this, cross flow phenomenon takes place from one fuel pin ring to next. The study is being carried out on the effect of cross flow on rewetting of AHWR fuel bundle. This paper will discuss the modeling of the experimental setup having pressure tube, fuel cluster, steam generator, accumulator etc and study the effect of radial flow on rewetting of fuel pins. An analysis of the model, considering with and without cross flow, has been carried out and shows that the pick fuel temperature is sensitive to cross flow. The thermal hydraulic safety analysis code Re-lap5/3.2 is being used for modeling of experimental setup for rewetting study.