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Assessment of nuclear power reactor using computational fluid dynamics

Fil: Corzo, Santiago Francisco. Universidad Nacional del Litoral. Facultad de Ingeniería y Ciencias Hídricas; Argentina.

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Detalles Bibliográficos
Autor Principal: Corzo, Santiago Francisco
Otros Autores: Nigro, Norberto Marcelo
Formato: Tesis
Lenguaje:English
English
Publicado: 2016
Materias:
CFD
PHWR
1D/3D Coupling
Two-phase flow
Subcooled boiling
Thermal distribution
Acoplamiento 1D/3D
Flujos multifásicos
Evaporación subenfriada
Distribución térmica
Acceso en línea:http://hdl.handle.net/11185/777
id oai:bibliotecavirtual.unl.edu.ar-handle:11185-777
recordtype dspace
spelling oai:bibliotecavirtual.unl.edu.ar-handle:11185-7772022-03-23T16:50:28Z Assessment of nuclear power reactor using computational fluid dynamics Estudio de centrales nucleares de potencia mediante la mecánica computacional Corzo, Santiago Francisco Nigro, Norberto Marcelo Larreteguy, Axel Teruel, Federico Delmastro, Darío Ramajo, Damián Enrique CFD PHWR 1D/3D Coupling Two-phase flow Subcooled boiling Thermal distribution CFD PHWR Acoplamiento 1D/3D Flujos multifásicos Evaporación subenfriada Distribución térmica Fil: Corzo, Santiago Francisco. Universidad Nacional del Litoral. Facultad de Ingeniería y Ciencias Hídricas; Argentina. Computational methods have been used in safety and design analysis of reactor systems for nearly 40 years. The most popular computational fluid dynamics codes have been formulated based on 0/1D methods. Although the flow in many reactors primary components is essentially 3D in nature, these system codes give a complete description in nominal operational conditions as well as during transients or for given postulated accidents. On the other hand, the simulation of these large scale domains with full-3D models is limited by the number of degree of freedoms solvable by the present state of the art hardware resources and the available physical models. In addition, coolant boiling and condensation inside the reactor pressure vessel are inherently multi-dimensional, multi-scale, phenomena. In this scenario, the aim of this thesis is the study and development of a multi-phase and multi-dimensional model (0/1/3D) for solving the reactor core of Atucha II nuclear power plant; while taking advantage of their different degree of approximation. Due to the complexities of the reactor geometry and the existence of two-phase flow in specific zones of the core, the present work had to deal with two problems of rather different scale: the subcooled boiling in the proximity of the fuel rods sheath; and the multidimensional coupling strategy to simulate the whole RPV. The first one refers to a micro-scale problem and the second one can be considered to play a role at a larger domain. In this thesis a deep analysis of the subcooled boiling phenomenon using both detailed wall models and 1D correlation are presented. La mecánica computacional ha sido utilizada en el análisis de seguridad y diseño de reactores durante los últimos 40 años. Entre los métodos computacionales más utilizados se encuentran los códigos de sistema basados en formulaciones 0/3D. Pese a que el flujo en las principales zonas de los reactores es esencialmente de naturaleza 3D, estos códigos dan una completa descripción de la central tanto en condiciones nominales como así también ante posibles accidentes. Por otro lado, la simulación de estos dominios con modelos 3D se encuentra limitado por la capacidad de las actuales computadoras. Sumado a esto, la evaporación y condensación del refrigerante presente en los reactores convencionales es un efecto inherentemente multidimensional y de múltiples escalas. En este escenario, el propósito de esta tesis es desarrollar un modelo multifásico y multidimensional (0/1/3D) para estudiar el núcleo de la central nuclear Atucha II teniendo en cuenta los diferentes grados de aproximación. Debido a la complejidad geométrica de estos reactores la presente tesis afronta dos problemas de diferentes escalas: Por un lado la evaporación sub-enfriada en las proximidades de los elementos combustibles; y por otro el acoplamiento multidimensional para simular el reactor de forma completa. En esta tesis se estudió profundamente el fenómeno de evaporación subenfriada utilizando tanto modelos detallados como así también correlaciones 1D. Autoridad Regulatoria Nuclear 2016-03-17 2015-03-25 si info:eu-repo/semantics/doctoralThesis info:ar-repo/semantics/tesis doctoral info:eu-repo/semantics/acceptedVersion Thesis http://hdl.handle.net/11185/777 eng eng info:eu-repo/semantics/closedAccess Atribución-NoComercial-SinDerivadas 4.0 Internacional (CC BY-NC-ND 4.0) http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/deed.es application/pdf
institution Universidad Nacional del Litoral
collection Biblioteca de tesis
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Corzo, Santiago Francisco
Assessment of nuclear power reactor using computational fluid dynamics
description Fil: Corzo, Santiago Francisco. Universidad Nacional del Litoral. Facultad de Ingeniería y Ciencias Hídricas; Argentina.
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publishDate 2016
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_version_ 1728547914712612864
score 11.8626

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