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http://hdl.handle.net/1843/63479
Type: | Dissertação |
Title: | Computational fluid dynamics modeling methods applied to a lead-cooled nuclear fast reactor |
Authors: | Ivan Keiti Umezu |
First Advisor: | Antonella Lombardi Costa |
First Co-advisor: | Dario Martin Godino |
First Referee: | Victor Coppo Leite |
Second Referee: | Juliana Pacheco Duarte |
Third Referee: | Maria Auxiliadora Fortini Veloso |
Abstract: | In the current climate crisis, nuclear power, paired with renewable sources, should be one of the main technical options to decarbonize the world’s electrical grids. However, to reach this, the progress of nuclear reactor technology deeply relies on efforts to make them more financially viable and (even) safer than the current operating fleet. For such, technical developments of innovative nuclear systems are underway by many public and private parties, and one of the main ongoing points concerns the development of new thermal-hydraulic design and analysis tools, including Computational Fluid Dynamics (CFD), to obtain better fluid flow visualization around complex geometries, and capture results from physical phenomena such as flow blockage, local hot spots, and thermal stratification, which help to develop more accurate models and, consequently, safer and more energy-efficient designs. This Master’s Dissertation work is dedicated to studying and proposing a set of thermal hydraulic modeling methods in CFD, using ANSYS Fluent, to simulate the innovative nuclear system Swedish Advanced Lead Reactor (SEALER), a small modular Lead-cooled Fast Reactor (LFR). The work explores general CFD modeling aspects, such as mesh refinement studies, turbulence model selection, and boundary conditions, while also developing specific modeling strategies, as the SEALER CFD model is progressively expanded, thus dividing the work into three major parts: The first focuses on the reactor’s core region, by modeling the Fuel Assemblies as porous media for the pressure drop considerations, and by implementing volume heat generation rate functions for the fission thermal power in the active regions. The second part develops the whole SEALER primary system, including modeling the pumps as boundary conditions, and the steam generators as a combination of porous media with temperature-dependent volume heat sink functions. The third and final part incorporates additional thermal considerations, by taking into account the influence of Conjugate Heat Transfer (CHT) and a combined radiative and natural convection energy loss boundary condition on the reactor vessel’s outer wall. In this last part, the fuel temperature was also analyzed with respect to the influence of these additional thermal considerations.Finally, the work concludes that the CFD modeling methods proposed in the first two parts presented themselves as adequate for the steady-state simulation of the SEALER, with detailed temperature and velocity fields that match the preliminary design data and other publications’ results. The last part indicates that the additional thermal considerations do have an impact on the temperature fields inside the SEALER, however, they are not significant enough when analyzing their influence on the fuel’s maximum temperatures. |
Abstract: | Na atual crise climática, a energia nuclear, aliada às fontes renováveis, deverá ser uma das principais alternativas técnicas para descarbonizar as redes elétricas mundiais. No entanto, para alcançar este objetivo, o avanço da tecnologia de reatores nucleares depende profundamente de esforços para torná-los mais viáveis financeiramente e mais seguros do que a atual frota em operação. Para tal, estão em curso desenvolvimentos t´técnicos de sistemas nucleares inovadores por diversas entidades públicas e privadas, e um dos principais pontos diz respeito ao desenvolvimento de novas ferramentas de projeto e análise termo-hidráulicas, incluindo a Dinâmica de Fluidos Computacional (CFD), para visualizar o escoamento em torno de geometrias complexas e capturar resultados de fenômenos físicos, como bloqueio de canais, hot spots locais, e estratificação térmica, que ajudam a desenvolver modelos mais precisos e, assim, projetos mais seguros e energeticamente eficientes. Esta Dissertação de Mestrado dedica-se a estudar e propor um conjunto de m´métodos de modelagem termo-hidráulica em CFD, utilizando o ANSYS Fluent, para simular o sistema nuclear Swedish Advanced Lead Reactor (SEALER), um reator pequeno modular, rápido e refrigerado a chumbo (LFR). O trabalho explora aspectos gerais de CFD, como estudos de malha, modelos de turbulência, e condições de contorno, enquanto desenvolve estratégias de modelagem específicas, `a medida que modelo do SEALER é expandido, dividindo o trabalho em três partes principais: A primeira concentra-se na região do núcleo do reator, onde este ´e modelado como meios porosos para a de perda de carga, acoplados a funções de potência. A segunda parte expande para todo o circuito primário, e inclui os modelos para as bombas como condições de contorno, e para os geradores de vapor como meios porosos combinados com funções de dissipador de calor. A terceira e última parte incorpora considerações térmicas adicionais, ao contemplar os efeitos da transferência de calor conjugada (CHT) e ao avaliar condições de contorno de perda de energia por radiação combinada `a convecção natural na parede externa do vaso do reator. Nesta última parte, a temperatura do combustível também foi analisada referente a essas considerações térmicas adicionais. Por fim, o trabalho conclui que os m´métodos de modelagem CFD apresentados nas duas primeiras partes se mostraram adequados para a simulação de estado estacionário do SEALER, e fornecem campos detalhados de temperatura e velocidade que correspondem aos dados preliminares do projeto e a resultados de outras publicações. A última parte indica que as considerações térmicas adicionais têm impacto nos campos de temperatura dentro do SEALER, porém, não são suficientemente significativas quando são analisadas as temperaturas máximas do combustível. |
Subject: | Engenharia nuclear Dinâmica dos fluidos computacional Materiais porosos Calor - Transmissão Reatores nucleares |
language: | eng |
metadata.dc.publisher.country: | Brasil |
Publisher: | Universidade Federal de Minas Gerais |
Publisher Initials: | UFMG |
metadata.dc.publisher.department: | ENG - DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR |
metadata.dc.publisher.program: | Programa de Pós-Graduação em Ciências e Técnicas Nucleares |
Rights: | Acesso Aberto |
metadata.dc.rights.uri: | http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/3.0/pt/ |
URI: | http://hdl.handle.net/1843/63479 |
Issue Date: | 1-Dec-2023 |
Appears in Collections: | Dissertações de Mestrado |
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