Evaluation of the thermal behavior and safety of a high temperature reactor

Autor: Mario Cerrogrande Ramos
Přispěvatelé: Antonella Lombardi Costa, Vitor Vasconcelos Araújo Silva, Maritza Rodriguez Gual, Mário Augusto Bezerra da Silva, Claubia Pereira Bezerra Lima, Maria Auxiliadora Fortini Veloso
Jazyk: portugalština
Rok vydání: 2022
Předmět:
Zdroj: Repositório Institucional da UFMG
Universidade Federal de Minas Gerais (UFMG)
instacron:UFMG
Popis: CNPq - Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico FAPEMIG - Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de Minas Gerais CAPES - Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior Outra Agência Os reatores de quarta geração (GEN-IV) operam com temperaturas muito elevadas em relação aos reatores de terceira geração e são candidatos da próxima geração de reatores nucleares, de acordo com a IAEA. Prever o desempenho termo-hidráulico de reatores de alta temperatura é uma contribuição importante para o desenvolvimento da tecnologia. Portanto, atenção especial é voltada para o comportamento dos materiais e transferência de calor nesses reatores. Dessa forma, a investigação e avaliação dos aspectos operacionais e de segurança dos reatores GEN-IV têm sido objeto de numerosos estudos pela comunidade internacional e também no Brasil. Neste trabalho, propõe-se uma metodologia para o estudo termo-hidráulico de reatores VHTR (Very High Temperature Reactor) do tipo prismáticos a partir de modelagens termo-hidráulicas por meio de estudos paramétricos alterando-se o modelo de turbulência, o perfil de geração de energia nos blocos combustíveis e a influência de modificações na própria geometria seja em regime de operação estacionário e em situações de transitório. Duas análises foram realizadas, sendo uma para o núcleo completo utilizando o código de análise termo-hidráulica RELAP5-3D para avaliar os parâmetros globais e outra para uma parte do núcleo do reator para a análise mais detalhada dos parâmetros locais com ferramentas de dinâmica dos fluidos computacional (CFD). Na metodologia do núcleo completo do reator VHTR são apresentadas modelagens e simulações com o código RELAP5-3D, bem como suas verificações para cálculos estacionários, considerando núcleos de reatores de alta temperatura refrigerados com hélio e sal líquido, e para cálculos transitórios de perda de vazão considerando o efeito das aberturas de desvio (gap). Por outro lado, a metodologia para a análise tridimensional com ferramentas de CFD foi dividida em 4 partes: (1) análise termo-hidráulica de um só canal de refrigeração; (2) análises de alguns aspectos da transferência de calor no elemento combustível consistindo de uma célula unitária; (3) avaliação de um método de linha de base para o fenômeno de escoamento e transferência de calor de um setor equivalente a 1/12 de uma coluna de blocos combustíveis padrão e (4) avaliação de um método para investigar o fluxo bypass em 1/12 de uma coluna de blocos combustíveis padrão e especialmente como é afetado por vários parâmetros. Foi comprovada a capacidade de predição dos principais parâmetros termo-hidráulicos a partir de diferentes modelos computacionais com a metodologia do núcleo completo em condições de estado estacionário e de transitório para o reator selecionado. As análises dos principais parâmetros termo-hidráulicos: temperatura dos elementos combustíveis, do refrigerante, dos elementos estruturais, velocidades e pressões foram realizadas com a metodologia CFD a partir de estudos comparativos com correlações semi-empíricas. A predição dos parâmetros termo-hidráulicos dos modelos computacionais do canal quente em 2D, 3D e da célula unitária, apresentam uma menor utilização de recursos computacionais, e junto a 1/12 da seção do bloco prismático permitem obter uma descrição aceitável da termo-hidráulica do reator VHTR. No estudo, a temperatura nos combustíveis compactos permanece sempre abaixo dos limites do projeto do reator de 1250°C em operação normal e sem atingir as temperaturas limites (1600°C). Destaca-se como principal resultado que as metodologias apresentadas nesse trabalho podem ser adotadas para simular qualquer tipo de reator nuclear prismático de alta temperatura. Fourth-generation reactors (GEN-IV) operate at much higher temperatures than third-generation reactors and are candidates for the next generation of nuclear reactors, according to the IAEA. Predicting the thermo-hydraulic performance of high temperature reactors is an important contribution to the development of technology. Therefore, special attention is paid to the behavior of materials and heat transfer in these reactors. In this way, the investigation and evaluation of the operational and safety aspects of the GEN-IV reactors have been the object of numerous studies by the international community and also in Brazil. In this work, a methodology is proposed for the thermo-hydraulic study of prismatic VHTR (Very High Temperature Reactor) reactors from thermo-hydraulic modeling through parametric studies, changing the turbulence model, the generation profile of energy in the fuel blocks and the influence of changes in the geometry itself, both in stationary operation and in transient situations. Two analyzes were performed, one for the complete core using the RELAP5-3D thermo-hydraulic analysis code to evaluate global parameters and another for a part of the reactor core for a more detailed analysis of local parameters with computational fluid dynamics tools (CFD). In the methodology of the complete core of the VHTR reactor, modeling and simulations with the code RELAP5-3D are presented, as well as their verifications for stationary calculations, considering cores of high temperature reactors cooled with helium and liquid salt, and for transient calculations of flow loss considering the effect of the gap (interstitial spaces between fuel elements). On the other hand, the methodology for the three-dimensional analysis with CFD tools was divided into 4 parts: (1) thermo-hydraulic analysis of a single cooling channel; (2) analysis of some aspects of heat transfer in the fuel element consisting of a unit cell; (3) evaluation of a baseline method for the phenomenon of flow and heat transfer of a sector equivalent to 1/12 of a standard fuel block column and (4) evaluation of a method to investigate bypass flow in 1 /12 of a standard fuel block column and especially how it is affected by various parameters. The ability to predict the main thermo-hydraulic parameters from different computational models with the complete core methodology under steady-state and transient conditions for the selected reactor was proven. The analyzes of the main thermo-hydraulic parameters: temperature of the fuel elements, of the coolant, of the structural elements, speeds and pressures were carried out with the CFD methodology from comparative studies with semi-empirical correlations. The prediction of the thermo-hydraulic parameters of the computational models of the hot channel in 2D, 3D and of the unit cell, present a lower use of computational resources, and together with 1/12 of the section of the prismatic block, it allows to obtain an acceptable description of the thermo-hydraulics of the VHTR reactor. In the study, the temperature in compact fuels always remains below the reactor design limits of 1250°C in normal operation and without reaching the limit temperatures (1600°C). The main result is that the methodologies presented in this work can be adopted to simulate any type of high temperature prismatic nuclear reactor.
Databáze: OpenAIRE
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