Thermal study of the modular high-temperature gas-cooled reactor
Palavras-chave:
MHTGR, RELAP5-3D, Thermal AnalysisResumo
The Modular High-Temperature Gas-Cooled Reactor (MHTGR) is an advanced power plant being a coupling between a modular helium cooled reactor and a gas turbine. The gas-cooled reactor types are of great interest due to their potential to provide high-temperature process heat in addition to their high thermal-to-electric power conversion efficiency and inherent safety features. The MHTGR is helium-cooled, graphite-moderated and uses Triso-coated fuel particles immersed in a cylindrical-shaped graphite matrix. The annular core and fuel blocks are based on the FSV (Fort Saint Vrain) reactor design. In this work, a MHTGR model developed in the RELAP5-3D code is presented, as well as its verification for steady state calculations. The core simulations have been performed to three power values: 350, 450 and 600 MWth. The heat transfer along the blocks was investigated taking into account the diversion flow. The radial power distribution within the compact fuel was assumed to be uniform for the analysis. Radial and axial normalized power factors were specified for each axial segment in the heat structures that are coupled to the thermal hydraulic channels that shape the reactor core. In the analyses, coolant and fuel temperatures, pressure drop and mass flow rate were verified at steady state conditions. The results were very close to the reference ones demonstrating that the developed model is capable to reproduce the MHTGR core in steady state operation.
Downloads
Referências
General Atomic, Gas Turbine-Modular Helium Reactor (GT-MHR) Conceptual Design Description Report. GA Project No. 7658. General Atomic, California, 1966.
TURNER, R. F. and NEYLAN, A. J., MHTGR Design and Development Status. GA PROJECT 7000, General Atomics, 1988.
YOON, S.J.et al. The Effects of Crossflow Gap and Axial Bypass Gap Distribution on the Flow Characteristics in Prismatic VHTR Core. Nuclear Engineering and Design, vol. 250, p. 465-479, 2012.
RAMOS, M. C. et al. Steady‐state thermal simulations of the liquid‐salt‐cooled high‐temperature reactor. International Journal of Energy Research, p. 1–10, 2017.
SCARI, M. E. et al., Thermal Hydraulic analysis and modeling of the HTTR using the RELAP5-3D. Journal of Nuclear Energy Science & Power Generation Technology, vol. 1, p. 1-6, 2017.
SCARI, M. E. et al., HTR steady state and transient thermal analyses. International Journal of Hydrogen Energy, vol. 41, p. 7192-7196, 2016.
INGERSOLL, D. T., Status of Physics and Safety Analyses for the Liquid-Salt-Cooled Very High-Temperature Reactor (LS-VHTR). ORNL/TM-2005/218. ORNL, Tennessee, 2005.
INGERSOLL, D. T., FORSBERG, C. W., MACDONALD, P. E., Trade Studies for the Liquid- Salt-Cooled Very High Temperature Reactor: Fiscal Year 2006 Progress Report. ORNL/TM-2006/140. ORNL, Tennessee, 2007.
U. S. DOE. Preliminary safety information document for the standard MHTGR. DOE/HTGR 86-024 Vol. 1. United States Department of Energy, 1986.
ORTENSI, J. et al., 2013 Prismatic Coupled Neutronics/Thermal Fluids Transient Benchmark of the MHTGR-350 MW Core Design: Benchmark Definition, OECD Nuclear Energy Agency, NEA/NSC/DOC DRAFT, 2013.
Downloads
Publicado
Edição
Seção
Licença
Direitos autorais (c) 2022 Brazilian Journal of Radiation Sciences
Este trabalho está licenciado sob uma licença Creative Commons Attribution 4.0 International License.
Declaro que o presente artigo é original, não tendo sido submetido à publicação em qualquer outro periódico nacional ou internacional, quer seja em parte ou em sua totalidade. Declaro, ainda, que uma vez publicado na revista Brazilian Journal of Radiation Sciences, editada pela Sociedade Brasileira de Proteção Radiológica, o mesmo jamais será submetido por mim ou por qualquer um dos demais co-autores a qualquer outro periódico. Através deste instrumento, em meu nome e em nome dos demais co-autores, porventura existentes, cedo os direitos autorais do referido artigo à Sociedade Brasileira de Proteção Radiológica, que está autorizada a publicá-lo em meio impresso, digital, ou outro existente, sem retribuição financeira para os autores.
Licença
Os artigos do BJRS são licenciados sob uma Creative Commons Atribuição 4.0 Licença Internacional, que permite o uso, compartilhamento, adaptação, distribuição e reprodução em qualquer meio ou formato, desde que você dê o devido crédito ao (s) autor (es) original (is) e à fonte, forneça um link para a licença Creative Commons, e indique se mudanças foram feitas. As imagens ou outro material de terceiros neste artigo estão incluídos na licença Creative Commons do artigo, a menos que indicado de outra forma em uma linha de crédito para o material. Se o material não estiver incluído no licença Creative Commons do artigo e seu uso pretendido não é permitido por regulamentação legal ou excede o uso permitido, você precisará obter permissão diretamente do detentor dos direitos autorais. Para visualizar uma cópia desta licença, visite http://creativecommons.org/licenses/by/4.0/
