Change search
CiteExportLink to record
Permanent link

Direct link
Cite
Citation style
  • apa
  • ieee
  • modern-language-association-8th-edition
  • vancouver
  • Other style
More styles
Language
  • de-DE
  • en-GB
  • en-US
  • fi-FI
  • nn-NO
  • nn-NB
  • sv-SE
  • Other locale
More languages
Output format
  • html
  • text
  • asciidoc
  • rtf
Mechanistic Modeling of Wall-Fluid Thermal Interactions for Innovative Nuclear Systems
KTH, School of Engineering Sciences (SCI), Physics, Reactor Technology.ORCID iD: 0000-0003-3016-3698
2015 (English)Doctoral thesis, monograph (Other academic)
Abstract [en]

Next generation nuclear power plants (GEN-IV) will be capable of not only producing energy in a reliable, safe and sustainable way, but they will also be capable of reducing the amount of nuclear waste, which has been accumulated over the lifetime of current-generation nuclear power plants, through transmutation. Due to the use of new and different coolants, existing computational tools need to be tested, further developed and improved in order to thermal-hydraulically design these power plants.This work covers two different non-unity Prandtl number fluids which are considered as coolants in GEN-IV reactors, liquid lead/lead-bismuth-eutectic and supercritical water. The study investigates different turbulence modeling strategies, such as Large Eddy Simulation (LES) and Reynolds-Averaged Navier-Stokes (RANS) modeling, and their applicability to these proposed coolants. It is shown that RANS turbulence models are partly capable of predicting wall heat transfer in annular flow configurations. However, improvements in these prediction should be possible through the use of advanced turbulence modeling strategies, such as the use of separate thermal turbulence models. A large blind benchmark study of heat transfer in supercritical water showed that the available turbulence modeling strategies are not capable of predicting deteriorated heat transfer in a 7-rod bundle at supercritical pressures. New models which take into account the strong buoyancy forces and the rapid change of the molecular Prandtl number near the wall occurring during the transition of the fluid through the pseudocritical point need to be developed. One of these strategies to take into account near-wall buoyancy forces is the use of advanced wall functions, which cannot only help in modeling these kind of flows, but also decrease computational time by 1 to 2 orders of magnitude. Different advanced wall function models were implemented in the open-source CFD toolbox OpenFOAM and their performance for different flows in sub- and supercritical conditions were evaluated. Based on those results, the wall function model UMIST-A by Gerasimov is recommended for further investigation and specific modeling tactics are proposed.Near-wall temperature and velocity behavior is important to and influenced by the wall itself. The thermal inertia of the wall influences the temperature in the fluid. However, a more important issue is how temperature fluctuations at the wall can induce thermal fatigue. With the help of LES thermal mixing in a simplified model of a control rod guide tube was investigated, including the temperature field inside the control rod and guide tube walls. The WALE sub-grid turbulence model made it possible to perform LES computations in this complex geometry, because it automatically adapts to near-wall behavior close to the wall, without the use of ad-hoc functions. The results for critical values, such as the amplitude and frequency of the temperature fluctuations at the wall, obtained from the LES computations are in good agreement with experimental results.The knowledge gained from the aforementioned investigations is used to optimize the flow path in a small, passively liquid-metal-cooled pool-type GEN IV reactor, which was designed for training and education purposes, with the help of 3D CFD. The computations were carried out on 1/4 of the full geometry, where the small-detail regions of the heat exchangers and the core were modeled using a porous media approach. It was shown that in order to achieve optimal cooling of the core without changing the global geometry a ratio of close to unity of the pressure drop over the core and the heat exchanger needs to be achieved. This is done by designing a bottom plate which channels enough flow through the core without choking the flow in the core. Improved cooling is also achieved by reducing heat losses from the hot leg through the flow shroud to the cold leg by applying thermal barrier coating similar to methods used in gas turbine design.

Abstract [sv]

Nästa generations kärnkraftverk (GEN-IV) kan inte bara producera el på ett pålitligt, säkert och hållbart sätt, utan det kan också reducera mängden kärnavfall, som har producerats under tiden som man använt nuvarande generationen kärnkraftverk, genom att transmutera avfallen. Framtidens kärnkraftverk använder andra kylmedel än nuvarande kraftverk som t.ex. flytande bly, gas eller superkritiskt vatten. Det betyder att många beräkningsverktyg måste testas, utvecklas och förbättras så att man kan genomföra termohydrauliska designberäkningar. Den här avhandlingen omfattar två olika kylmedel, flytande bly och superkritiskt vatten, som har ett Prandtl-tal som skiljer sig från 1 och kommer att användas i GEN-IV reaktorer. Studien undersöker olika strategier för att modellera turbulens som Large Eddy Simulation (LES) och Reynolds-Averaged Navier-Stokes (RANS) och hur man kan använda dessa strategierna i beräkningar av strömning och värmetransfer i den nya kylvätskan. Undersökningen visar att RANS turbulensmodeller delvis kan förutsäga värmeöverföringen vid en vägg i en ringformad strömningsgeometri. Förbättringar av förutsägelsen ska vara möjlig genom användning av avancerade strategier för turbulensmodellering, t.ex. termiska turbulensmodeller. En stor prestandajämförelse för värmeöverföring i superkritiskt vatten visade att ingen av nuvarande strategier för turbulensmodellering kan förutsäga försämrad värmeöverföring i en 7-stavknippet under superkritiskt tryck. Nya modeller, som omfattar de starka flytkrafterna och den snabba förändringen av den molekulära Prandtl-tal vid väggen som uppstår när vätskan går genom pseudokritiska punkten, måste utvecklas. Avancerade väggfunktioner är en av strategierna som kan ta hänsyn till dessa fenomen. Väggfunktioner kan inte bara hjälpa till att modellera de typer av flöden som behövs utan kan också hjälpa till att sänka beräkningstiden med en eller två tiopotenser. Olika avancerade väggfunktioner i open-source beräkningsverktyget OpenFOAM implementerades och deras prestation i sub- och superkritiska vattenflödar värderades. Baserat på detta rekommenderas Gerasimovs modell för ytterligare utredning. Dessutom läggs olika strategier fram för att utöka modellens validitet till flöde med superkritiskt vatten i sammanband med försämrad och förbättrad värmeöverföring. Kunskap om beteendet av temperatur och hastighet i väggens närhet är viktigt för väggens integritet, detta då väggen även påverkar beteendet. Väggens termiska tröghet påverkar flödets temperatur och hastighet. Dock är ett ännu viktigare problem, som kan uppträda, är att temperaturfluktuationer kan framkalla termisk utmattning i en vägg. Med användning av LES utreds termisk blandning av varmt och kallt vatten i en simplifierad modell av ett styrstavsledrör, inklusive temperaturfältet i styrstaven och ledrörsväggen. Användningen av WALE LES-turbulensmodellen gör det möjligt att utföra beräkningar i den komplexa geometrin, detta eftersom modellen anpassar sig automatiskt till fenomenen nära väggen utan användning av ad-hoc funktioner. LES resultaten för alla värden som är viktiga för att bestämma utmattningsbeteende, som amplitud och frekvens av temperaturfluktuationer i väggens närhet och i väggen själv, är i god överensstämmelse med resultaten från experiment från KTH i samma geometri.Kunskapen som vunnits genom ovannämnda utredningar användes för att optimera den termohydrauliska designen av en liten, pool-typ GEN-IV reaktor som är passivt kyld med flytande bly. Reaktorn är designad som en utbildnings- och träningsreaktor och optimeringen genomfördes med hjälp av 3D CFD. Beräkningarna genomfördes på en fjärdedel av reaktorns hela geometrin. Regioner med små detaljer, som de åtta värmeväxlarna och reaktorns kärna, modellerades genom porösa material. Det visar sig att för att ha en optimal kylning av kärnan, utan att förändra reaktorns globala geometri, måste förhållandet mellan tryckförlust i reaktorkärnan och värmeväxlarna vara nära 1. Detta uppnås genom att designa plattan vid ingången till kärnan så att tillräckligt med bly flödar genom kärnan utan att kväva flödet i denna. Ytterligare en förbättring i reaktorkylningen uppnås genom att reducera värmeförlusten genom väggen som skiljer varm och kall vätska. Detta görs med en strategi som förekommer i gasturbinteknologin, genom att man lägger till ett tunt skikt av termiskt isolerande material på väggen, som reducerar värmeöverföring med ungefär 50%.

Place, publisher, year, edition, pages
Stockholm: KTH Royal Institute of Technology, 2015. , xxvi, 168 p.
Series
TRITA-FYS, ISSN 0280-316X ; 2015:70
Keyword [en]
GEN-IV reactors, Wall heat transfer, Computational Fluid Dynamics, Wall functions, Reactor design, Supercritical water, Liquid metal
National Category
Energy Engineering
Research subject
Energy Technology; Physics
Identifiers
URN: urn:nbn:se:kth:diva-177370ISBN: 978-91-7595-698-5 (print)OAI: oai:DiVA.org:kth-177370DiVA: diva2:872998
Public defence
2015-12-09, FA32, AlbaNova University Center, Roslagstullsbacken 21, Stockholm, 13:00 (English)
Opponent
Supervisors
Projects
THEMFAGENIUSTHINS
Funder
EU, FP7, Seventh Framework Programme, 249337Swedish Radiation Safety Authority, SSM2011-1798
Note

QC 20151123

Available from: 2015-11-23 Created: 2015-11-19 Last updated: 2015-12-09Bibliographically approved

Open Access in DiVA

PhDThesis_RomanThiele(15513 kB)910 downloads
File information
File name FULLTEXT01.pdfFile size 15513 kBChecksum SHA-512
ffd36906d6aa3497d6f596c1c6c903e86ec74c2edf05ac68c9942594353040bd63b1ed0a3acdcba5400d419f1d4abc22a7e79a30a85e6cf74f7f0b19121fa473
Type fulltextMimetype application/pdf

Search in DiVA

By author/editor
Thiele, Roman
By organisation
Reactor Technology
Energy Engineering

Search outside of DiVA

GoogleGoogle Scholar
Total: 910 downloads
The number of downloads is the sum of all downloads of full texts. It may include eg previous versions that are now no longer available

isbn
urn-nbn

Altmetric score

isbn
urn-nbn
Total: 357 hits
CiteExportLink to record
Permanent link

Direct link
Cite
Citation style
  • apa
  • ieee
  • modern-language-association-8th-edition
  • vancouver
  • Other style
More styles
Language
  • de-DE
  • en-GB
  • en-US
  • fi-FI
  • nn-NO
  • nn-NB
  • sv-SE
  • Other locale
More languages
Output format
  • html
  • text
  • asciidoc
  • rtf