Simulation of post-LOCA heat transfer in nuclear fuel bundle

Hussein, Mohamed Hisham Ibrahim (avtor), Končar, Boštjan (mentor), Hyvärinen, Juhani (komentor), Tesinsky, Milan (komentor)

Thermal hydraulic analysis is essential for ensuring safety in the nuclear industry, requiring reliable codes to predict reactor core behavior under both normal and accident conditions. This thesis examines the sub-channel code Coolant-boiling in Rod Arrays- Two Fluids (CTF), to simulate the top reflood of a nuclear fuel bundle using data from the proprietary Westinghouse G-2 experiment. Three tests from the G-2 experiment, conducted under countercurrent upper head injection conditions, were selected. CTF, originally developed for normal operation of light water reactors (LWRs), had not been validated for top-down, flow in Loss of Coolant Accident (LOCA) scenarios, which involve significantly different conditions. A quarter symmetry model of the G-2 experimental test section was created in CTF, featuring a 30-node axial mesh and a 100-channel radial mesh. The heated rods were modeled with three layers of different materials to replicate the experimental setup, and appropriate power distribution and boundary conditions were applied. To simulate reverse flow, gravity was reversed by overwriting the parameter in the CTF source code. The comparison of the simulation with the experiment showed that CTF prediction agrees with the measured cladding temperatures near the center of the bundle but underpredicts temperatures at top and bottom ends. The experimental data indicated that rod cooling during upper head injection is a gradual process due to the formation and slow movement of a wet front along the rod length. The code appeared to overestimate the wet front propagation velocity, suggesting possible inaccuracies in the heat transfer coefficient calculations. The study concludes that CTF, in its current state, cannot reliably simulate low-pressure Upper Head Injection. Further work is required to identify and correct the models causing inaccurate results and to improve numerical stability for top-down flow simulations. Addressing these issues will enhance CTF's capability, making it a more powerful and valuable tool for the nuclear industry.

• Jezik: Angleški jezik
• Ključne besede: program za simulacijo kanalov sredice, vbrizgavanje v zgornjo glavo, poplavljanje sredice, termo-hidravlika, varnostna analiza, lahkovodni reaktorji, ponovno omočenje
• Vrsta gradiva: Magistrsko delo/naloga
• Tipologija: 2.09 - Magistrsko delo
• Organizacija: FMF - Fakulteta za matematiko in fiziko
• Leto izida: 2024
• PID: 20.500.12556/RUL-166431
• COBISS.SI-ID: 222791683
• Datum objave v RUL: 12.01.2025

Sekundarni jezik

• Jezik: Slovenski jezik
• Naslov: Simulacija prenosa toplote v jedrskem gorivnem svežnju po izlivni nezgodi

Izvleček

Termo-hidravlične analize so bistvenega pomena za zagotavljanje varnosti v jedrski industriji in zahtevajo preverjene računalniške programe za napovedovanje obnašanja sredice reaktorja v normalnih obratovalnih razmerah in v primeru nesreče. V tej magistrski nalogi smo preučili sposobnost programa »Coolant-boiling in Rod Arrays-Two Fluids« (CTF) za simulacijo hlajenja jedrskega gorivnega svežnja po izlivni nezgodi, pri čemer smo za validacijo uporabili eksperimentalne podatke Westinghouse poskusa G-2. Izbrali smo tri teste iz poskusa G-2, ki so bili izvedeni v pogojih protitočnega vbrizgavanja vode v zgornjo glavo reaktorske posode. Program CTF, ki je bil prvotno razvit za simulacije sredice pri normalnem obratovanju lahkovodnih reaktorjev, do sedaj ni bil preverjen za vbrizgavanje vode v sredico z vrha reaktorske posode med scenarijem izlivne nezgode, kjer so razmere bistveno drugačne. V programu CTF smo izdelali simetrijski model četrtine gorivnega svežnja eksperimentalne testne sekcije G-2. Računska mreža je bila sestavljena iz 30 vozlišč v aksialni smeri in 100-kanali v radialni smeri. Grelne palice smo modelirali s tremi plastmi različnih materialov, podobno kot v eksperimentalni postavitvi, prav tako smo modelirali tudi eksperimentalno porazdelitev moči in definirali ustrezne robne pogoje. Za simulacijo povratnega toka, je bilo potrebno v programu CTF umetno obrniti smer gravitacije. Primerjava simulacije z eksperimentom je pokazala, da se napoved CTF ujema z izmerjenimi temperaturami stene grelnih palic v srednjem delu gorivnega svežnja, medtem ko napove prenizke temperature na zgornjem in spodnjem koncu gorivnega svežnja. Eksperimentalni podatki so pokazali, da se palice med vbrizgavanjem v zgornjo glavo posode postopno ohlajajo zaradi nastanka in počasnega gibanja mokre fronte vzdolž palice. Rezultati kažejo, da program CTF napove previsoko hitrost širjenja mokre fronte, kar lahko pomeni nenatančen ali napačen izračun koeficienta prenosa toplote. Ugotovili smo, da trenutna verzija programa CTF ne zmore pravilno simulirati nizkotlačnega vbrizgavanja v zgornjo glavo posode. Za identifikacijo napak in izboljšavo modelov prenosa toplote so potrebne nadaljnje študije, za simulacije toka od zgoraj navzdol potrebno bo potrebno tudi izboljšanje numerične stabilnosti. Odprava omenjenih težav bo izboljšala zmogljivost programa CTF, ki bi tako lahko postal bo postal bistveno zmogljivejši program za termo-hidravlične analize sredice v jedrski industriji.

• Ključne besede: Sub-channel Code, Upper Head Injection, Top Reflood, Thermal Hydraulics, Safety Analysis, Light Water Reactors, Rewet