Subcooled Two-Phase Flow Heat Transfer in Multiscale Systems

Das Abführen von Nachzerfallswärme ohne Verwendung externer Energiequellen wird für
Reaktoren der kommenden Generation vorgeschlagen. Diese passiven Sicherheitssysteme
basieren meist auf Naturkonvektion oder Wärmrstrahlung zur Abfuhr der Nachzerfalls-
wärme.
Das so genannte In Vessel Retention (IVR) Konzept sieht das Fluten der Reaktorgrube mit
Kühlwasser im Falle eines Schwerunfalls vor. Das Kühlwasser wird in einem Tank vorge-
halten, der auf einem höheren Niveau als der Reaktordruckbehälter (RDB) angebracht ist.
Die Nachzerfallswärme soll über eine Zweiphasen ... mehrströmung um die äußere Wand des RDB
und durch den Vorratstank abgeführt werden. Der Anteil des Kühlwassers, der verdampft
wurde, wird vom Rest der Strömung getrennt. Er kondensiert folgend an Bauteilen im
Inneren des Containments oder dessen Wänden. Das Kondensat wird gesammelt und dem
Vorratstank wieder zugeführt.
Für Reaktoren mit einer elektrischen Leistung von über 1 GW ist fraglich, ob der RDB
dadurch ausreichend gekühlt werden kann. Der limitierende Faktor ist hierbei die kri-
tische Wärmestromdichte an der RDB Außenwand. Die größte Wärmestromdichte wird
von einer dünnen metallischen Schicht mit sehr hoher Wärmeleitfähigkeit oberhalb der
geschmolzenenen Oxidschicht erwartet.
Dies führt auf folgende Herausforderungen bei der Simulation eines passiven IVR Systems,
die in dieser Studie bearbeitet werden:
• Zweiphasenströmung mit Wärmeübergang von der RDB Außenwand zum Kühlwasser.
Um den Zweiphasenwärmeübergang und die Evaporationsraten zu simulieren, wurde
ein neues Modell vorgeschlagen. Das Modell basiert auf einer anerkannten eindimen-
sionalen Korrelation und erweitert diese für die Implementierung in einen dreidi-
mensionalen Zweiphasen-CFD Kontext. Das Modell und dessen Implementierung
wurden durch Nachrechnen von Experimenten aus der Literatur validiert.
• Wärmestromdichten-Verteilung an der äußeren RDB Wand. Krustenbildung im in-
neren des Oxid-Pools und das partielle Schmelzen der RDB Wand haben großen
Einfluss auf die Wärmestromdichte-Verteilung an der RDB Außenwand. Des Wei-
teren spielen die Interaktion zwischen der metallischen Schicht, der RDB-Wand und
des Oxid-Pools eine wichtige Rolle.
• Integrales Verhalten des gesamten Kühlsystems. Um das integrale Systemverhalten
des Kühlsystems, wie das Verhalten des Massenstroms bei unterschiedlichen Randbe-
dingungen zu untersuchen, muss das gesamte System simuliert werden. Um dies
durchführen zu können wurde ein System Thermo Hydraulic Code (STH) mit einem
dreidimensionalen CFD Code gekoppelt.
Die wichtigsten Beiträge dieser Arbeit beinhalten die Entwicklung und Anwendung eines
robusten Modells zur Vorhersage des Wärmeübergangs für unterkühltes Blasensieden.
Des weiteren wurde gezeigt, dass die Kopplung eines eindimensionalen STH-Programs mit einem dreidimensionalen CFD-Code für Zweiphasenströmungen möglich ist. Mit
einem einfachen Modell für Schmelz- und Verferstigungsvorgägne konnte das hydrodyna-
mische Verhalten eines Schmelzpools nachgerechnet und mit existierenden eindimensional-
en Berechnungen verglichen werden. Schließlich zeigte die Anwendung der entwickelten
Simulations Tools auf ein prototypisches passives IVR System, dass die Einlassunterkühl-
ung des Kühlwassers einen wesentlichen Einfluss auf die Strömungsstabilität unter Natur-
umlauf hat.

Residual heat removal in case of a severe accident in a nuclear power plant without the
need for external power sources is proposed for many new nuclear power plants. These
passive safety systems rely mainly on natural circulation or radiation to remove decay
heat.
The concept of In Vessel Retention (IVR) foresees the flooding of a cavity below the reactor
pressure vessel (RPV) with cooling water in case of a severe accident. The cooling water
is stored in a large storage tank located above the RPV. The decay heat is supposed to be
removed by a two-phase natural ... mehr circulation flow through a cooling path along the outside
of the RPV wall and the storage tank. The evaporated portion of the cooling water is
separated by a steam vent and condensed at structural material inside the containment or
at the containment walls. It is then fed back to the storage tank.
In case of reactors with an electrical power of over 1 GW, the coolability of the RPV is
not clear yet. The limiting factor is the critical heat flux (CHF) imposed on the RPV
wall. The highest thermal loads on the RPV wall come from a thin metallic layer on top
of a ceramic pool of molten core material, due to the higher thermal conductivity in the
metallic layer.
This leads to the following challenges in the simulation of a passive IVR system that will
be addressed in this study:
• Two-phase flow heat transfer from RPV wall to cooling water. To simulate the wall
heat transfer and evaporation rates, a new boiling model has been proposed in this
study. The model is build on top of a well known one dimensional correlation and
extends this to a three dimensional Eulerian two-fluid CFD approach. The model is
validated against a series of experiments for low and high heat fluxes.
• Heat flux distribution on the outside of the RPV wall. Crust formation inside the
ceramic pool and partial melting of the RPV wall have a great influence on the wall
heat flux distribution on the outside of the RPV wall. Also the interaction between
the metallic layer and the RPV wall/ ceramic pool have to be considered.
• Integral system behavior of the cooling system. To study the integral system behavior,
like mass flow rate response to different boundary conditions, the complete cooling
loop has to be simulated. In order to achieve this a legacy one-dimensional STH code
has been coupled with the CFD library, where a boiling model was implemented.
The main achievements of this study include the proof of applicability of a robust boiling
model to predict void fraction distributions under subcooled nucleate boiling flow condi-
tions. It has further been shown that the coupling of a legacy STH code with a CFD
library is feasible, also for two-phase flows. With a simple model for solidification and
melting, the core melt behavior previously predicted by lumped parameter codes has been
recalculated with a CFD approach. Finally, the application of the developed two-phase
CFD-STH code to a prototypical/academic IVR system has shown that under passive
conditions the inlet subcooling plays a significant role on the flow stability.