Investigação numérica e experimental do escoamento de água em feixe de varetas representativo de elementos combustíveis nucleares de reatores do tipo PWR

Exportado OPUSMade available in DSpace on 2019-08-10T10:50:18Z (GMT). No. of bitstreams: 1 tese_de_doutorado_andre_a_campagnole_dos_santos.pdf: 9896617 bytes, checksum: 12e4e5fec1504beba5e89b0a260f2314 (MD5) Previous issue date: 30Os elementos combustíveis nucleares de reatores de água pressurizada (PWR Pressurized Water Reactor) consistem de feixes de varetas combustíveis mantidas em arranjo quadrado por grades espaçadoras posicionadas ao longo de seu comprimento. As grades espaçadoras provocam fluxos transversais entre os subcanais e/ou rotacional no interior do próprio subcanal, aumentando a eficiência de troca térmica nas imediações da grade. Devido à discretização detalhada do domínio fluido, investigações numéricas utilizando a Dinâmica dos Fluidos Computacional (CFD Computational Fluid Dynamics) têm sido realizadas para o estudo desta importante característica termo-hidráulica e estão se tornando rapidamente aferramenta preferida para o desenvolvimento de grades espaçadoras. No entanto, antes que ferramentas CFD possam ser consideradas confiáveis, há a necessidade de estabelecer a credibilidade dos resultados numéricos. Procedimentos devem ser definidos para avaliar o erro e incertezas do modelo numérico. Estes procedimentos são referidos como processos de Verificação e Validação (V&V). Com o intuito de subsidiar o desenvolvimento da indústria nuclear no Brasil com ferramentas para o desenvolvimento de um elemento combustíveltotalmente nacional para reatores PWR, este trabalha visa o desenvolvimento de uma metodologia numérico-experimental para a investigação do escoamento de água através de grades espaçadoras com dispositivos de mistura. A metodologia desenvolvida empregou aferramenta de modelagem CFD e experimentos em um segmento do elemento combustível nuclear com 5 x 5 varetas para levantamento da queda de pressão e dos perfis de velocidade, obtidas por meio de um LDV (Laser Doppler Velocimetry), do escoamento após a grade espaçadora. Dados da literatura foram utilizados para o desenvolvimento inicial do procedimento de simulação numérica. Um processo de V&V foi realizado de acordo com a norma ASME V&V 20. A incerteza numérica foi estimada e cinco modelos de turbulência foram avaliados. O procedimento numérico verificado e validado foi aplicado na simulação da grade espaçadora testada experimentalmente. Os resultados numéricos foram comparados aos dados experimentais obtidos neste trabalho. Os resultados numéricos mostraram boa concordância qualitativa com os dados experimentais de diferença de pressão ao longo do feixe de varetas e perfis de velocidade. Os procedimentos apresentados neste trabalho podem ser úteis para um futuro desenvolvimento de uma grade espaçadora.The fuel assemblies of the Pressurized Water Reactors (PWR) are constituted of rod bundles arranged in a regular square configuration by spacer grids placed along its length. The spacer grids cause a cross and swirl flow between and within the subchannels, enhancing heat transfer in the grid vicinity. Experimental and theoretical investigations, such asComputational Fluid Dynamics (CFD) analysis, have been carried out in the past years to study these important thermal and fluid dynamic features. Due to the detailed discretization of the flow characteristics obtained through CFD simulations, this analysis is quickly becoming the preferred tool for the improvement of spacer grid designs. However, before CFD can be considered as a reliable tool for the analysis of flow through rod bundles there is a need to establish the credibility of the numerical results. Procedures must be defined to evaluate the error and uncertainty due to aspects such as mesh refinement, turbulence model, wall treatment and appropriate definition of boundary conditions. These procedures are referred to as Verification and Validation (V&V) processes. With the intention to subsidize the development of the Brazilian nuclear industry with tools for the development of a totally national nuclear fuel assembly for PWR reactor, this work aims for the definition of an experimental and numerical methodology to investigate the water flow through spacer grids with mixing devices. The developed methodology employs the CFD tool and experiments in a 5 x 5 rod bundle fuel element segment to assess pressure loss and velocity profiles, obtained with an LDV (Laser Doppler Velocimetry) system. Data from literature was used for the initial development of the numerical procedure. A V&V process was performed according to the ASME V&V 20 standard. Numerical uncertainty was estimated and five turbulence models were evaluated. The verified and validated numerical procedure was applied to the simulation of the experimentally tested spacer grid. The numerical uncertainty values were extrapolated from the initial development. The numerical results were compared to the experimental data obtained in a test section developed in this work. The numerical results showed good agreement to the experimentally obtained data for pressure loss and the velocity profiles. The procedures presented and developed in this work can be very useful for future projects of spacer grids for nuclear fuel elements