Multiscale thermal hydraulic analysis of fuel assembly and system of SFR

Als einer der innovativen nuklearen Reaktoren der vierten Generation, hat der schnellenatriumgekühlte Reaktor (sodium cooled fast reactor SFR) einzigartige Eigenschaften inBezug auf Wärmeübertragung und Konversionsrate.
Aufgrund des großen Verhältnisses von Brennstoff zu Kühlmittel, werden die Brennstäbein der Regel in einer dreieckigen Anordnung untergebracht. Schraubenförmige Drahtab-standshalter kommen bei dieser Art von Reaktor zum Einsatz. Ein anderes wichtigesDesignmerkmal dieses Reaktortypes ist die sogenannte Pool-Bauweise. Der bekanntesteDemonstrationsreaktor dieser Art ist der Phenix Reaktor, der im Jahr 2009 abgeschaltetwurde. ... mehrDie Weiterentwicklung des Phenix Reaktors ist ASTRID [Le Coz et al. (2011)].
Im Vergleich zu den vielen Erfahrungen aus dem kommerziellen Einsatz von wassergekühltenReaktoren, resultieren die speziellen Eigenschaften des SFR immernoch in großen Heraus-forderungen bezüglich der Brennelemente und des Systems. Einige dieser Herausforderun-gen sind hier aufgelistet.
1. Thermohydraulische Phänomene der Brennelementea) Durch die Abstandshalter verursachte Drall-Strömungb) Der lokale Wärmeübergang in den dreieckig angeordneten Brennstäben mitihren Abstandshalternc) Unterkanal Analyse der Brennelemente unter Berücksichtigung der oben genan-nten Punkte
2. Thermohydraulische Phänomene des Reaktorsystemsa) Die lokalen dreidimensionalen Phänomene im Inneren des Pool, welche mit demgesamten Systemverhalten eng verbunden sind
Die thermohydraulischen Eigenschaften eines SFR-Brennelements sind hauptsächlich durchdie schraubenförmigen Abstandshalter, sowie der Anordnung der Brennstäbe bestimmt.Einer der Haupteffekte der Drahtabstandshalter ist das Verstärken des Queraustauschs vonKühlmittel in der dreieckigen Anordnung. Um die Eigenschaften der Kühlmittelströmungzwischen den Brennelementen zu untersuchen, wurden in dieser Arbeit Methoden der nu-merischen Strömungsmechanik (computational fluid dynamics, CFD) angewandt. Hierzuwurde die Strömung und die Wärmeübertragung in einem 19-Brennstab-Brennelement mitschraubenförmigen Drahtabstandshaltern untersucht. Diese CFD Untersuchungen konzen-trieren sich nur auf einen Abschnitt des Brennelements. Die Länge des CFD-Modells, mitperiodischen Einlass- und Auslassrandbedingungen beträgt eine Drahtumwendung. AlsTurbulenzmodell wurde das k − ω SST-Modell eingesetzt. Der Einfluss des Drahtabstand-halters auf die Geschwindigkeitsverteilung im Spalt zwischen zwei Unterkanälen wurdeuntersucht. Basierend auf der Kräftebilanz aus Wake-Kraft und Oberflächenreibungskraftin Umfangsrichtung der Brennstäbe wurde ein theoretisches Modell zur Vorhersage desmittleren Massenstroms der Drall-Strömung, hervorgerufen durch einen einzigen Draht,vabgeleitet. Die Simulationsergebnisse zeigen, dass das Verhältnis aus Brennstababstand(P ) zum Brennstabdurchmesser (D) einen großen Einfluss auf die Geschwindigkeit derDrall-Strömung hat. Die normalisierte Drall-Strömungsgeschwindigkeit steigt mit demP/D Verhältnis an. Die Simulationsergebnisse sind in guter Übereinstimmung mit demvorgeschlagenen theoretischen Modell. Zusätzlich hat noch das Verhältnis aus Drah-tumwendlungslänge (H) und Brennstabdurchmesser einen Einfluss auf den Queraustausch:ein kleines H/D Verhältnis führt zu einem größeren Queraustausch. Eine Korrelationbasierend auf beiden Verhältnissen, sowohl P/D als auch H/D, zur Vorhersage der Drall-Strömungsgeschwindigkeit wurde in dieser Arbeit vorgeschlagen.
Aufgrund der Drall-Strömung und der dreieckigen Anordnung der Brennstäbe könnteder Wärmeübergang in Umfangsrichtung der Brennstäbe eine nicht-uniforme Verteilungausweisen. Eine uniforme Verteilung wurde bisher in den meisten Unterkanalanalysenangenommen. Da das lokale Strömungsfeld zwischen den einzelnen Unterkanälen starkdurch die Drahtabstandshalter beeinflusst ist, hängt auch der Wärmeübergang in diesemBreich von der Anordnung der Brennstäbe und deren Abstandhalter ab. Um den lokalenWärmeübergang der Brennelemente zu untersuchen, wurde der CFD Code OpenFOAMverwendet. Ebenfalls wurde die Wärmestromverteilung auf der Brennstaboberfläche, sowiedie Temperaturverteilung auf Brennstab und Abstandshalter analysiert. In dieser Arbeitwurden zwei CFD Modelle zur Untersuchung des Wärmeübergangs verwendet. Ein 19Brennstab-Brennelement mit Drahtabstandhalter und ein Modell ohne Drahtabstandhal-ter. Für das Modell ohne Abstandhalter wurde eine periodische Randbedingung einge-setzt, um den Wärmeübergang in der entwickelten Strömung zu untersuchen. Für das19 Brennstab-Brennelement mit Draht wurden gewöhnliche Einlass- und Auslassranbe-dingungen gesetzt. Die Länge des Modells betrug zwei Drantumwendungen. Bei beidenModellen wurden sowohl die flüssigen Regionen, als auch die Festkörper simuliert. AlsTurbulenzmodell wurde das k-omega SST Modell verwendet. Die Simulationen zeigeneinen kosinusförmigen lokalen Wärmeübergang in Umfangsrichtung der Brennstäbe.
Neben der detaillierten Untersuchung der dreieckig angeordneten Brennstäbe, wurde auchdas Unterkanalprogramm MATRA für die Berechnung von flüssigem Natrium erweitert.Hierzu wurden die physikalischen Eigenschaften von Natrium, sowie Korrelationen fürDruckverlust, Wärmeübergang und turbulente Vermischung aus vorhandener Literaturentnommen und implementiert. Eine automatische Nodalisierungsfunktion für die Gener-ierung der Eingabedatei wurde entwickelt. Ebenfalls wurde die hier vorgeschlagene Korre-lation implementiert, um lokale Oberflächentemperaturen und Wärmeübergangskoeffizien-ten ausgeben zu können. Schließlich wurde der modifizierte MATRA Code zur Analyseeines Brennelements des ASTRID Reaktors verwendet.
Das thermohydraulische Verhalten des SFR ist maßgebend beeinflusst durch die Pool-bauweise. Der Kühlkreislauf weist starke lokale dreidimensionale Phänomene im kalten undheißen Plenum auf. Diese Phänomene sind mit dem gesamten Systemverhalten eng verbun-den. In dieser Arbeit wurde der System Code ATHLET und der CFD Code OpenFOAMmiteinander verbunden, um den “dissymmetrie Test” des Phenix Reaktors zu simulieren.Die Ergebnisse dieser Simulationen wurden mit experimentellen Daten verglichen und be-wertet.
Die wesentlichen Erkenntnisse aus dieser Arbeit sind: (1) Ein neues Modell zur Vorher-sage der von Drahtabstandhaltern hervorgerufenen Drall-Strömung wurde vorgeschlagen;(2) Eine neue Korrelation zur Berechnung des Wärmeübergangs bei dreieckig angeordnetenBrennstäben wurde aufgestellt; (3) Das Unterkanalprogramm MATRA wurde angepasst,um die Berechnung von Brennelementen von SFR zu ermöglichen; (4) Eine Kopplungsmeth-ode von ATHLET und OpenFOAM wurde angewandt, um den Phenix “dissymmetrie Test”zu simulieren.

As one of the innovative 4th generation nuclear reactors, the sodium cooled fast reactor(SFR) has unique advantages on heat transfer efficiency and breeding ratio. Due to thedesign requirement of a high fuel-coolant ratio, the fuel rods are usually arranged in tri-angular array. Helical wire spacers are widely used in the sodium cooled fuel assemblies.Another important feature is the pool type design of SFR. The most famous demonstrationof SFR is Phenix reactor, which was closed in 2009. The upgraded future design versionof Phenix is ASTRID [Le Coz et al. (2011)].
Comparing with water reactors which have a long term commercial operating experience,the special features of SFR result several unique detailed thermal hydraulic issues of fuelassembly and system. ... mehrThe engineering interested several points are listed as below.
1. Thermal hydraulic issues of the fuel assemblya) Sweeping flow induced by the special wire spacersb) Local heat transfer due to the triangular fuel rod arrangement and spacersc) Sub-channel analysis of fuel assembly by considering the above two points
2. Thermal hydraulic issue of the reactor systema) The local detailed 3D phenomena inside the reactor pool, which is coupled withthe system behavior
The thermal hydraulic of SFR fuel assembly is mainly influenced by its helical spacers andfuel rod arrangement pattern. One of the main effects of the wire spacers is enhancing theinter-channel cross flow in the triangular arrayed rod bundles. To study the characteristicof sweeping flow rate across the gaps between the sub-channels, the computational fluiddynamics (CFD) method is used in the present study to analyze the flow field in a 19-rodbundle with wire wraps. This CFD work only considers the fluid zone of one section ofthe rod bundle. The height of the CFD model with a periodic inlet and outlet boundarycondition is one wire pitch. The k − ω SST model is used as the turbulent model. Thewire effect on the velocity distribution of the flow across the interface between two sub-channels is investigated in the CFD study. Based on the force balance equation betweenthe wire wake force and the surface friction force of rods in the circumferential direction,a theoretical model for estimating the average swirling flow rate driven by one single wireis proposed. The simulation shows that the ratio of rod pitch (P ) to rod diameter (D) hasa strong effect on the velocity of sweeping flow. The normalized sweeping flow velocityincreases with the P/D ratio. The simulation agrees well with the proposed model. Inaddition, the effect of the ratio of wire pitch (H) to rod diameter has also an influence onthe cross flow rate: A small H/D ratio leads to higher cross flow velocity. A correlationas a function of both P/D ratio and H/D ratio is proposed to predict the sweeping flowvelocity by the present study.
Relating to the sweeping flow and the triangular arrangement pattern, the circumferen-tial heat transfer of fuel rod may have an uneven distribution rather than the uniformviidistribution assumed in most of the sub-channel approaches. Since the local flow field inthe coolant flow passage is influenced by the wires, which induce the diversion flow, thecircumferential heat transfer of the rod is strongly affected by both the arrangement andthe wire spacer. To study the local heat transfer behavior of wire-wrapped rod bundle,the CFD code OpenFOAM is used in present study to figure out the detailed temperatureand heat flux distributions on the surface of rod and wire. In present study, two CFDmodels for both bare rod bundle and wire wrapped 19-rod bundle are created. For thebare rod model, a periodical boundary condition is used to simulate the heat transfer ofdeveloped flow. For the wire wrapped 19-rod bundle case, the normal inlet outlet boundaryis imposed to the fluid region with a length of two wire pitches. In the CFD studies, themodels are split into solid and fluid regions. The k-omega SST model is used for turbulentsimulation. The simulation result shows a cosine like local heat transfer distribution inthe circumferential direction of the rod.
Besides the detailed investigation of the triangular arrayed fuel assembly, the sub-channelapproach code MATRA is improved for the coolant of sodium and local heat transfercalculation. The thermal properties functions for sodium are implemented. The pressuredrop correlation, heat transfer correlation and turbulent mixing coefficient for sodiumcoolant from the literatures are also implemented. An automatic nodalization function iscreated for generating the input deck. Besides that, the proposed local heat transfer modelis implemented for local cladding temperature and heat transfer coefficient output. Finally,the modified MATRA code is used for the fuel assembly analysis of ASTRID reactor.
The thermal hydraulic of SFR reactor system is mainly influenced by its pool type design.The coolant loops of the sodium cooled reactor involve a strong local 3D phenomena in hotplenum and cold plenum, which are coupling with the system behavior. In present study,the system thermal hydraulic code ATHLET and CFD code OpenFOAM are coupled tosimulate the dissymmetric test of the Phenix reactor. The simulation results are comparedwith experimental data.
The main achievements of present study includes: (1) A new physical model is proposedfor the sweeping flow induced by the wire spacers; (2) A new local heat transfer correla-tion is proposed for the triangular arrayed fuel rods; (3) The code MATRA is improvedfor simulating the fuel assemblies of the sodium cooled reactor; (4) The ATHLET andOpenFOAM coupling scheme is applied to analyze the dissymmetric test of the Phenixreactor.