Validating the OpenFOAM Code against the Experimental Data on Coolant Mixing in a Reactor Model
Abstract
The purpose of the study is to simulate experiments on mixing water supplied from a hydro accumulator for cooling the reactor core with the coolant in the downcomer section using the OpenFOAM computer code. The OpenFOAM code is a freely released open source software program used for solving a variety of problems, including heat transfer and fluid dynamics. To validate the OpenFOAM code, experimental data from the downcomer test facility (DTF) were used. The DFT was specially constructed to simulate the mixing of the emergency core cooling system (ECCS) water with the coolant in the reactor downcomer, as well as the thermal effect this water has on the vessel walls. The DTF test section consists of a vertical cylindrical atmospheric tank. The test section is connected to the hydro accumulator’s DN32 circulation pipeline and DN20 drain pipeline. The circulation pipeline serves to set up a flow of cold or hot water through the test section. The hydro accumulator simulates the reactor plant’s ECCS hydro accumulator. The process of mixing cold and hot fluids was recorded using around a hundred thermocouples installed in the ECCS water supply zone on the test section surface in the downcomer, as well as on the baffle surface. Two experiments, No. 1 and No. 15, were selected to validate the OpenFOAM code. In experiment No. 1, hot water with a temperature of 349 K was fed from the hydro accumulator to the cold water volume (283–293 K) in the test section. In experiment No. 15, an inverse scenario was simulated: cold water (290 K) was supplied from the hydro accumulator to the hot water volume (333–343 K) in the test section. A computational mesh was generated, which included around 2 million cells. The turbulence was described by means of the k–e turbulence model. In view of an uncertainty of the heat transfer parameters between the vessel and surrounding air, two heat transfer coefficient values were selected: 5 and 10 W/(m2 K). The calculation results have demonstrated that the OpenFOAM algorithm can adequately simulate the processes of non-isothermal mixing of the hydro accumulator water with the coolant. The standard deviations of the predicted temperature values from the experimental data do not exceed 2.1 K, while the experimental error in temperature measurement is ±3 K.
References
2. Сидоров В.Г. Исследование перемешивания в циркуляционном трубопроводе и опускном канале корпусного реактора при аварии с малой течью теплоносителя: дис. … канд. техн. наук. С-Пб.: ФГУП «СПбАЭП», 2006.
3. Воробьев Ю.Ю., Кочарьянц О.Р. Теплогидравлическая модель реактора ВВЭР-1000 для получения граничных условий при оценке сопротивления хрупкому разрушению с использованием компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 // Ядерная и радиационная безопасность. 2011. № 2(50). С. 13—19.
4. Алехин Г.В. и др. Модернизация программного комплекса ТРАП-97 для расчета пространственного распределения параметров в реакторе и активной зоне // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Обеспечение безопасности АЭС». 2002. Вып. 1. С. 71—86.
5. Алехин Г.В. и др. Исследование межпетлевого перемешивания в реакторе типа ВВЭР // Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР: Труды Междунар. конф. 1998. Т. 1. С. 465—477.
6. Федоров Э.М., Левин Е.И., Драгунов Ю.Г. Трехмерная гидродинамика и теплообмен в узлах реактора ВВЭР // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Обеспечение безопасности АЭС». 2002. Вып. 1. С. 87—99.
7. Кумаев В.Я., Веремеев А.А. Применение расчетного кода PORT3D для моделирования трехмерных явлений течения и теплообмена в элементах и контурах РУ // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Труды II Всерос. науч.-техн. конф. Подольск, 2001.
8. Moretti F. e. a. CFD Analysis of a Slug Mixing Experiment Conducted on a VVER-1000 Model // Sci. and Technol. Nuclear Installations. 2009. V. 1. Pp. 1—12.
9. Farkas I. e. a. Validation of CFD Calculation Using ROCOM Flow Measurements in Primary Loop of Coolant in PWR Model // Nucl. Eng. Technol. 2016. V. 48(4). Pp. 941—951.
10. Будников А.В., Свешников Д.Н., Романов Р.И. Проблемы масштабирования CFD программ к описанию смешения в реакторных установках // Проблемы верификации и применения CFD кодов в атомной энергетике: Сб. докл. науч.-техн. семинара. Нижний Новгород: ОКБМ Африкантов, 2016.
11. Юдов Ю.В., Румянцев С.Н., Чепилко С.С., Кастерин Д.С. Расчёты по коду КОРСАР/CFD процессов перемешивания пробки конденсата при пуске циркуляционного насоса в модели реактора ВВЭР-1000 на стенде ОКБ «ГИДРОПРЕСС» // Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок. 2020. № 1. C. 40—53.
12. Kleim S. e. a. Experiments at the Mixing Test Facility ROCOM for Benchmarking of CFD Codes // Nucl. Eng. Des. 2008. V. 238(3). Pp. 566—576.
13. Лисенков Е.А. и др. Исследование перемешивания теплоносителя в опускной камере реактора // Вопросы атомной науки и техники. 2008. Вып. 23. С. 3—17.
14. Дмитриев С.М. и др. Экспериментальное исследование гидродинамики процессов перемешивания петлевых потоков теплоносителя в опускной камере ядерного реактора // Теплоэнергетика. 2021. № 4. С. 18—26.
15. OpenFOAM: the Open Source CFD Toolbox [Электрон ресурс] https://www.openfoam.com (дата обращения 08.10.2024).
16. SALOME Platform: the Open Source Platform for Numerical Simulation [Электрон ресурс] https://www.salome-platform.org (дата обращения 08.10.2024).
---
Для цитирования: Джафари У.Н., Абди Х., Никонов С.М., Мелихов В.И., Мелихов О.И., Шпаковский А.А. Валидация кода OpenFOAM на экспериментальных данных по перемешиванию теплоносителя в модели реактора // Вестник МЭИ. 2025. № 1. С. 128—137. DOI: 10.24160/1993-6982-2025-1-128-137
---
Конфликт интересов: авторы заявляют об отсутствии конфликта интересов
#
1. Bezrukov Yu.A., Kurnosov M.M., Lapatin V.M., Logvinov S.A., Strebnev N.A. Metodika Opredeleniya Teplogidravlicheskikh Parametrov v Oblastyakh Peremeshivaniya Teplonositelya i Vody SAOZ Reaktora Tipa VVER pri Avariyakh s Tech'yu. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Obespechenie Bezopasnosti AES». 2004;7:99—114. (in Russian).
2. Sidorov V.G. Issledovanie Peremeshivaniya v Tsirkulyatsionnom Truboprovode i Opusknom Kanale Korpusnogo Reaktora pri Avarii s Maloy Tech'yu Teplonositelya: Dis. … Kand. Tekhn. Nauk. S-Pb.: FGUP «SPbAEP», 2006. (in Russian).
3. Vorob'ev Yu.Yu., Kochar'yants O.R. Teplogidravlicheskaya Model' Reaktora VVER-1000 dlya Polucheniya Granichnykh Usloviy pri Otsenke Soprotivleniya Khrupkomu Razrusheniyu s Ispol'zovaniem Komp'yuternogo Koda RELAP5/MOD3.2. Yadernaya i Radiatsionnaya Bezopasnost'. 2011;2(50):13—19. (in Russian).
4. Alekhin G.V. i dr. Modernizatsiya Programmnogo Kompleksa TRAP-97 dlya Rascheta Prostranstvennogo Raspredeleniya Parametrov v Reaktore i Aktivnoy Zone. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Obespechenie Bezopasnosti AES». 2002;1:71—86. (in Russian).
5. Alekhin G.V. i dr. Issledovanie Mezhpetlevogo Peremeshivaniya v Reaktore Tipa VVER. Teplofizicheskie Aspekty Bezopasnosti VVER: Trudy Mezhdunar. Konf. 1998;1:465—477. (in Russian).
6. Fedorov E.M., Levin E.I., Dragunov Yu.G. Trekhmernaya Gidrodinamika i Teploobmen v Uzlakh Reaktora VVER. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Obespechenie Bezopasnosti AES». 2002;1: 87—99. (in Russian).
7. Kumaev V.Ya., Veremeev A.A. Primenenie Raschetnogo Koda PORT3D dlya Modelirovaniya Trekhmernykh Yavleniy Techeniya i Teploobmena v Elementakh i Konturakh RU. Obespechenie Bezopasnosti AES s VVER: Trudy II Vseros. Nauch.-tekhn. Konf. Podol'sk, 2001. (in Russian).
8. Moretti F. e. a. CFD Analysis of a Slug Mixing Experiment Conducted on a VVER-1000 Model. Sci. and Technol. Nuclear Installations. 2009;1:1—12.
9. Farkas I. e. a. Validation of CFD Calculation Using ROCOM Flow Measurements in Primary Loop of Coolant in PWR Model. Nucl. Eng. Technol. 2016;48(4):941—951.
10. Budnikov A.V., Sveshnikov D.N., Romanov R.I. Problemy Masshtabirovaniya CFD Programm k Opisaniyu Smesheniya v Reaktornykh Ustanovkakh. Problemy Verifikatsii i Primeneniya CFD Kodov v Atomnoy Energetike: Sb. Dokl. Nauch.-tekhn. Seminara. Nizhniy Novgorod: OKBM Afrikantov, 2016. (in Russian).
11. Yudov Yu.V., Rumyantsev S.N., Chepilko S.S., Kasterin D.S. Raschety po Kodu KORSAR/CFD Protsessov Peremeshivaniya Probki Kondensata pri Puske Tsirkulyatsionnogo Nasosa v Modeli Reaktora VVER-1000 na Stende OKB «GIDROPRESS». Tekhnologii Obespecheniya Zhiznennogo Tsikla Yadernykh Energeticheskikh Ustanovok. 2020;1:40—53. (in Russian).
12. Kleim S. e. a. Experiments at the Mixing Test Facility ROCOM for Benchmarking of CFD Codes. Nucl. Eng. Des. 2008;238(3):566—576.
13. Lisenkov E.A. i dr. Issledovanie Peremeshivaniya Teplonositelya v Opusknoy Kamere Reaktora. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. 2008;23:3—17. (in Russian).
14. Dmitriev S.M. i dr. Eksperimental'noe Issledovanie Gidrodinamiki Protsessov Peremeshivaniya Petlevykh Potokov Teplonositelya v Opusknoy Kamere Yadernogo Reaktora. Teploenergetika. 2021;4:18—26. (in Russian).
15. OpenFOAM: the Open Source CFD Toolbox [Elektron Resurs] https://www.openfoam.com (Data Obrashcheniya 08.10.2024).
16. SALOME Platform: the Open Source Platform for Numerical Simulation [Elektron Resurs] https://www.salome-platform.org (Data Obrashcheniya 08.10.2024)
---
For citation: Jafari U.N., Abdi H., Nikonov S.M., Melikhov V.I., Melikhov O.I., Shpakovsky A.A. Validating the OpenFOAM Code against the Experimental Data on Coolant Mixing in a Reactor Model. Bulletin of MPEI. 2025;1:128—137. (in Russian). DOI: 10.24160/1993-6982-2025-1-128-137
---
Conflict of interests: the authors declare no conflict of interest
