Numerical investigation of the flow and heat transfer within the core cooling channel of a supercritical water reactor

摘要: The High Performance Light Water Reactor (HPLWR) has been investigated currently as one of the Generation IV nuclear reactor concepts. It potential advantages 44% thermal efficiency and a compact structure plant system. Due to supercritical conditions, phase change does not occur during heat-up process in HPLWR core. Some components current light water reactors are therefore necessary. For instance, steam separators dryers boiling reactor, generators, pressurizers primary loop pumps pressurized reactor. HPLWR, special core layout designed which working fluid is guided three times upward downward through finally heats up 500°C. Based on previous calculations, temperature at outlet first upwards flow, so-called 'evaporator', will be 390°C, i.e. 5°C higher above pseudocritical (Tpc) 384.7°C pressure 25MPa. In vicinity this critical point, strong variations properties combined with high heat flux can lead deteriorated transfer (DHT), consequently causes severe increase wall temperature. general, empirical correlations capable predicting property variations, especially cases deterioration. Hence, aim study understand behaviour mechanism deterioration by means Computational Fluid Dynamics (CFD). order validate numerical model, several experimental datasets have chosen for comparison. results indicated that model only normal enhanced transfer, but also capturing onset (HTD). Based validated set hydraulic studies single Wire-Wrapped Rod (WWR) square channel performed geometries conditions relevant design. work aims further understanding flow characteristics core, strongly influenced wire spacer. presence inside fuel assembly mixing sweeping effects among sub-channels. Therefore it difficult accurately predict complicated any correlations. simulation improved affected occurs relative (q/G > 1), consistent conclusion made experimentalist. end thesis, two form-factors introduced into basic correlation. These correction factors taking “geometry effect” “wire account later used safety analyses. Der wird derzeit als ein Konzept der Kernreaktoren 4. untersucht. Seine moglichen Vorteile liegen einem hohen thermischen Wirkungsgrad von 44 % und kompakten Aufbau. Durch die uberkritischen Bedingungen tritt wahrend des Aufheizens im Reaktorkern kein Phasenwechsel auf. Damit sind einige Komponenten aktuellen Leichtwasserreaktoren nicht notwendig. Diese z.B. Dampfabscheider Dampftrocknung beim Siedewasserreaktor bzw. Dampferzeuger, Druckhalter sowie Primarkreislaufpumpen Druckwasserreaktor. Fur den wurde spezielles Design Reaktorkerns entwickelt, welches das Arbeitsmittel Wasser dreifach durch Kern leitet um es bis zum Austritt auf 500 °C aufzuheizen. Auf Grundlage vorherigen Berechnungen liegt Austrittstemperatur nach dem ersten Aufwartsstrom, so genannten 'Verdampfer', mit 390 ca. 5 K uber pseudokritischen Temperatur 384.7 bei Druck 25 MPa. Nahe kritischen Punkts konnen jedoch starke Veranderungen Stoffeigenschaft Wassers zusammen einer Warmestromdichte zu deutlich schlechteren Warmeubergang (Deteriorated Heat Transfer, DHT) fuhren. Dies hat einen starken Anstieg Wandtemperatur zur Folge. Im Allgemeinen empirischen Warmeubergangskorrelationen geeignet Warmeubergange solch Stoffeigenschaften vorauszuberechnen. Daher ist grundsachliche Ziel dieser Arbeit sowohl Warmeubergangsverhalten uberkritischem auch Ursachen dessen Verschlechterung Hilfe numerischen Stromungssimulation verstehen. Um numerische Modell validieren wurden mehrere experimentelle Datensatze fur Vergleich ausgewahlt. Die Ergebnisse zeigen, dass Model nur Lage normalen verbesserten berechnen sondern Beginn Warmeubergangs erfassen kann. Mit dieses validierten Modells zahlreiche thermo-hydraulischen Studien eines drahtumwickelten Brennstabs innerhalb rechtwinkligen Kanals durchgefuhrt. Hierbei entsprachen Geometrie Betriebsbedingungen Auslegungsdaten HPLWR. Ein besseres Verstandnis Stromung Reaktorkerns, masgeblich vom Abstandshalter (Drahthelix) beeinflusst wird, dabei Arbeit. Anwesenheit Drahtes fuhrt Vermischung Dralleffekten zwischen einzelnen Unterkanalen. schwierig, komplizierte thermo-hydraulische Verhalten Korrelationen berechnen. Das Ergebnis Simulation zeigte jedoch, eine Verbesserung Drahthelix relativ Warmestromdichten auftritt, was sich Schlussfolgerungen Experimentatoren deckt. am Ende Warmeubergangskorrelation zwei Formfaktoren erganzt „Geometrie-“ „Drahthelixeffekt“ einzubeziehen. Korrelation kann damit zukunftige Sicherheitsanalysen genutzt werden. folgenden Ubersicht sehen. (I), Drei grundlegende Geometrien ausgewahlt, Fluiden Auswirkungen untersuchen. (II) Verifizierung Validierung entsprechend Arbeitsbedingungen experimentellen Untersuchungen durchgefuhrt, Konfiguration Mesh-Setup testen. (III) Basierend Modell, Form-Faktoren abgeleitet