Thermal-Hydraulic Analyzes of a Slow Loss of Flow Accident in the IEA-R1 nuclear reactor using RELAP and CFD Codes

Franklin Cândido Costa; Antônio Belchior Júnior; Walmir Maximo Torres; Pedro Esnesto Umbehaun; Delvonei Alves D. Andrade

doi:10.15392/2319-0612.2025.2987

Autores

Franklin Cândido Costa Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares , Centro de Projeto de Sistemas Navais
Antônio Belchior Júnior Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares
Walmir Maximo Torres Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares
Pedro Esnesto Umbehaun Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares
Delvonei Alves D. Andrade Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares

DOI:

https://doi.org/10.15392/2319-0612.2025.2987

Palavras-chave:

Termo-hidráulica, CFD, RELAP5, IEA-R1

Resumo

Entre os acidentes mais críticos para o reator IEA-R1, destaca-se o Acidente de Perda de Vazão (LOFA) no qual uma parada abrupta e repentina da bomba do primário causa a falta de vazão. Tradicionalmente, este tipo de acidente é analisado por códigos termo-hidráulicos de sistemas. Entretanto, este tipo de código pode superestimar a temperatura do fluido e do combustível durante o acidente em até 20%. Mais ainda, os códigos termo-hidráulicos de sistemas não são capazes de captar fenômenos tridimensionais. Por outro lado, a análise de Dinâmica dos Fluidos Computacional (CFD) têm apresentado bons resultados em análises de acidentes de reatores de piscina mesmo em situações com inversão térmica de escoamento. Este trabalho apresenta uma análise termo-hidráulica de um Acidente de Perda Lenta de Vazão (SLOFA) no reator IEA-R1 usando o código RELAP5 e o código de CFD Ansys CFX^®. O objetivo foi combinar as vantagens dos dois tipos de códigos. O código de sistemas foi usado para encontrar as condições de contorno para um modelo de CFD. O código de CFD resolveu detalhadamente o escoamento em um quarto de canal combustível. Os resultados numéricos mostraram boa concordância comparado com os dados de benchmark. Os picos de temperatura foram superestimados em aproximadamente 1,8 °C no fluido e 3,0 °C no revestimento.

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Referências

[1] TEIXEIRA e SILVA, A.; MAPRELIAN, A; RODRIGUES, A. C. I.; CABRAL, E. L. L.; MOLNARY, L. D.; MESQUITA, R. N.; MENDONÇA, A. G. “Análise de Segurança do Reator IEA-R1 a 5 MW”, In: Congresso Geral de Energia Nuclear, 8.; Encontro Nacional de Física de Reatores e Termo-Hidráulica, 12., 15-20 out, 2000, Rio de Janeiro, RJ. Anais, Rio de Janeiro: ABEN, 2020. [Online]. Available in: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/13378.

[2] SCURO, N. L.; ANGELO, G.; ANGELO, E.; PIRO, M. H. A.; UMBEHAN, P. E.; TORRES, W. M.; ANDRADE, D. A. D. “Computational Fluid Dynamics Analysis of an Open-Pool Nuclear Research Reactor Core for Fluid Flow Optimization Using a Channel Box”, Nuclear Science and Engineering, vol. 197, no 6, p. 1100–1116, jun. 2023, https://doi.org/10.1080/00295639.2022.2142437. DOI: https://doi.org/10.1080/00295639.2022.2142437

[3] UMBEHAUM, P. E.; ANDRADE, D. A. D.; TORRES, W. M. Torres; RICCI FILHO, W. “IEA-R1 Nuclear Reactor: Facility Specification and Experimental Results”, International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria, 2015.

[4] SIEFKEN J., L.; CORYELL, E. W.; HAVERGO, E. A.; HORORST, J. K. “RELAP5 Code Manual, Volume I: Code Structure, System Models, And Solution Methods”, U.S. Nuclear Regulatory Commission Nureg/Cr-5535, Washington, DC, 1995.

[5] D’AURIA, F. Thermal hydraulics in water-cooled nuclear reactors. Oxford: Woodhead publishing, 2017.

[6] HAINOUN, A.; DOVAL, A.; UMBEHAUN, P.; CHATZIDAKIS, S.; GHAZI, N.; PARK, S.; MLADIN, M.; SHOKR, A. “International benchmark study of advanced thermal hydraulic safety analysis codes against measurements on IEA-R1 research reactor”, Nuclear Engineering Design, vol. 280, p. 233–250, dez. 2014, https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2014.06.041. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2014.06.041

[7] CAMPOS, R. C. D.; BELCHIOR JUNIOR, A.; SOARES, H. V.; UMBEHAUN, P. E.; TORRES, W. M.; ANDRADE, D. A. D. “Análise de temperaturas em um elemento combustível do reator de pesquisas IEA-R1 durante evento de perda lenta de vazão com RELAP”, Peer Review, vol. 5, no 18, p. 245–267, ago. 2023. DOI: https://doi.org/10.53660/866.prw2310

[8] WANG, M.; WANG, Y.; TIAN W.; QIU, S.; SU, G. H. “Recent progress of CFD applications in PWR thermal hydraulics study and future directions”, Annals of Nuclear Energy, vol. 150, p. 107836, jan. 2021, https://doi.org/10.1016/j.anucene.2020.107836. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2020.107836

[9] SCURO, N. L. “Simulação numérica de um acidente tipo perda lenta de vazão em um reator nuclear de pesquisa”, Mestrado em Tecnologia Nuclear - Reatores, Universidade de São Paulo, São Paulo, 2019. doi: https://doi.org/10.11606/D.85.2019.tde-25102019-154117. DOI: https://doi.org/10.11606/D.85.2019.tde-25102019-154117

[10] ANSYS CFX® 25.0, “User Manual”, ANSYS Europe Ltd., 2025.

[11] SALAMA, A. “CFD investigation of flow inversion in typical MTR research reactor undergoing thermal–hydraulic transients”, Annals of Nuclear Energy, vol. 38, no 7, p. 1578–1592, jul. 2011, https://doi.org 10.1016/j.anucene.2011.03.005. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2011.03.005

[12] KHATER, H.; EL-MORSHEDY, S. E.-D.; ABDELMAKSOUD, A. “Simulation of unprotected LOFA in MTR reactors using a mix CFD and one-d computation tool”, Annals of Nuclear Energy, vol. 83, p. 376–385, set. 2015, https://doi.org/10.1016/j.anucene.2015.03.041. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2015.03.041

[13] HEDAYAT, A.; DAVARI, A. “Feasibility study to increase the reactor power at natural convection mode in Tehran Research Reactor (TRR) through a hybrid thermal-hydraulic simulation and analysis using the RELAP5 code and Computational Fluid Dynamic (CFD) modeling by ANSYS-FLUENT”, Progress in Nuclear Energy, vol. 150, p. 104285, ago. 2022, https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2022.104285. DOI: https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2022.104285

[14] AUMILLER, D.L.; TOMLINSON, E.T.; BAUER, R.C. A coupled RELAP5-3D/CFD methodology with a proofof-principle calculation, Nuclear Engineering and Design, Volume 205, Issues 1–2, 2001, Pages 83-90, ISSN 0029-5493, https://doi.org/10.1016/S0029-5493(00)00370-8. DOI: https://doi.org/10.1016/S0029-5493(00)00370-8

[15] YE, L.; YU, H.; WANG, M.; WANG, Q.; TIAN, W.; QIU, S.; SU, G.H. CFD/RELAP5 coupling analysis of the ISP No. 43 boron dilution experiment, Nuclear Engineering and Technology, Volume 54, Issue 1, 2022, Pages 97-109, ISSN 1738-5733, https://doi.org/10.1016/j.net.2021.07.047. DOI: https://doi.org/10.1016/j.net.2021.07.047

[16] HA, T.; GARLAND W. J. “Hydraulic study of turbulent flow in MTR-type nuclear fuel assembly”, Nuclear Engineering Design, vol. 236, no 9, p. 975–984, 2006, doi: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2005.10.004. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2005.10.004

[17] NUCLEAR AND ENERGY RESEARCH INSTITUTE (IPEN), “Relatório de Análise de Segurança IEA-R1: Capítulo 16 - Análise de Segurança”, 2017.

[18] CELIK, I. B.; GHIA, U.; ROACHE, P. J., FREITAS, C. J.; COLEMAN, H.; RAAD. “Procedure for Estimation and Reporting of Uncertainty Due to Discretization in CFD Applications”, Journal of Fluids Engineering, vol. 130, no 7, p. 078001, 2008, https://doi.org/10.1115/1.2960953. DOI: https://doi.org/10.1115/1.2960953

[19] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY (IAEA), “Research Reactor Core Conversion Guidebook - Voume 2: Analysis”, Vienna 1992.

[20] NUCLEAR AND ENERGY RESEARCH INSTITUTE (IPEN), “Documento de Qualificação - Elemento Combustível Padrão IEA-208”, Centro Do Combustível Nuclear - CCN, jan. 2010.

[21] WAGNER, W.; PRUß, A. “The IAPWS Formulation 1995 for the Thermodynamic Properties of Ordinary Water Substance for General and Scientific Use”, Journal of Physical and Chemical Reference Data, vol. 31, no 2, p. 387–535, jun. 2002, https://doi.org/10.1063/1.1461829. DOI: https://doi.org/10.1063/1.1461829