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

Abstract

The High Performance Light Water Reactor (HPLWR) has been investigated currently as one of the Generation IV nuclear reactor concepts. It has potential advantages of 44% thermal efficiency and a compact structure of the plant system. Due to supercritical conditions, a phase change does not occur during the heat-up process in the HPLWR core. Some components in current light water reactors are therefore not necessary. For instance, steam separators and dryers in boiling water reactor, steam generators, pressurizers and primary loop pumps in pressurized water reactor. For HPLWR, a special core layout has been designed in which water as the working fluid is guided three times upward and downward through the core and finally heats up to 500°C. Based on previous calculations, the fluid temperature at the outlet of the first upwards flow, the so-called 'evaporator', will be 390°C, i.e. 5°C higher above the pseudocritical temperature (Tpc) of 384.7°C at pressure of 25MPa. In the vicinity of this critical point, strong variations of water properties combined with a high heat flux can lead to a deteriorated heat transfer (DHT), which consequently causes a severe increase of the wall temperature. In general, the empirical heat transfer correlations are not capable of predicting the heat transfer which has strong property variations, especially in cases of deterioration. Hence, the primary aim of this study is to understand the heat transfer behaviour of the supercritical water and the mechanism of the deterioration by means of Computational Fluid Dynamics (CFD). In order to validate the numerical model, several experimental datasets have been chosen for comparison. The results indicated that the current numerical model is capable of not only predicting the normal and enhanced heat transfer, but also capturing the onset of heat transfer deterioration (HTD).

Based on the validated model, a set of thermal hydraulic studies of a single Wire-Wrapped Rod (WWR) in a square channel have been performed on the geometries and working conditions relevant to the HPLWR design. The work aims at further understanding of the flow and heat transfer characteristics in the reactor core, which is strongly influenced by the wire spacer. The presence of the wire inside the fuel assembly results in a strong flow mixing and sweeping effects among sub-channels. Therefore it is difficult to accurately predict the complicated thermal hydraulic behaviour by any correlations. The results of the simulation indicated that the improved heat transfer affected by wire only occurs at a relative high heat flux (q/G > 1), which is consistent with the conclusion made by the experimentalist. In the end of this thesis, two form-factors are introduced into a basic heat transfer correlation. These two correction factors aim at taking the “geometry effect” and the “wire effect” into account and can be later used for safety analyses.

Der High Performance Light Water Reactor (HPLWR) wird derzeit als ein Konzept der Kernreaktoren der 4. Generation untersucht. Seine möglichen Vorteile liegen in einem hohen thermischen Wirkungsgrad von 44 % und einem kompakten Aufbau. Durch die überkritischen Bedingungen tritt während des Aufheizens im Reaktorkern kein Phasenwechsel auf. Damit sind einige Komponenten der aktuellen Leichtwasserreaktoren nicht notwendig. Diese sind z.B. der Dampfabscheider und die Dampftrocknung beim Siedewasserreaktor bzw. der Dampferzeuger, der Druckhalter sowie die Primärkreislaufpumpen beim Druckwasserreaktor. Für den HPLWR wurde ein spezielles Design des Reaktorkerns entwickelt, welches das Arbeitsmittel Wasser dreifach durch den Kern leitet um es bis zum Austritt auf 500 °C aufzuheizen. Auf Grundlage von vorherigen Berechnungen liegt die Austrittstemperatur nach dem ersten Aufwärtsstrom, dem so genannten 'Verdampfer', mit 390 °C ca. 5 K über der pseudokritischen Temperatur (Tpc) von 384.7 °C bei einem Druck von 25 MPa. In der Nähe des kritischen Punkts können jedoch starke Veränderungen der Stoffeigenschaft des Wassers zusammen mit einer hohen Wärmestromdichte zu einem deutlich schlechteren Wärmeübergang (Deteriorated Heat Transfer, DHT) führen. Dies hat einen starken Anstieg der Wandtemperatur zur Folge. Im Allgemeinen sind die empirischen Wärmeübergangskorrelationen nicht geeignet Wärmeübergänge mit solch starken Veränderungen der Stoffeigenschaften vorauszuberechnen. Daher ist das grundsächliche Ziel dieser Arbeit sowohl das Wärmeübergangsverhalten von überkritischem Wasser als auch die Ursachen dessen Verschlechterung mit Hilfe der numerischen Strömungssimulation zu verstehen. Um das numerische Modell zu validieren wurden mehrere experimentelle Datensätze für einen Vergleich ausgewählt. Die Ergebnisse zeigen, dass das numerische Model nicht nur in der Lage ist den normalen und verbesserten Wärmeübergang zu berechnen sondern auch den Beginn der Verschlechterung des Wärmeübergangs erfassen kann.

Mit Hilfe dieses validierten Modells wurden zahlreiche thermo-hydraulischen Studien eines drahtumwickelten Brennstabs innerhalb eines rechtwinkligen Kanals durchgeführt. Hierbei entsprachen sowohl die Geometrie als auch die Betriebsbedingungen den Auslegungsdaten des HPLWR. Ein besseres Verständnis der Strömung und des Wärmeübergangs innerhalb des Reaktorkerns, der maßgeblich vom Abstandshalter (Drahthelix) beeinflusst wird, ist dabei das Ziel dieser Arbeit. Die Anwesenheit des Drahtes führt zu einer starken Vermischung der Strömung und zu Dralleffekten zwischen einzelnen Unterkanälen. Daher ist es schwierig, das komplizierte thermo-hydraulische Verhalten mit Korrelationen zu berechnen. Das Ergebnis der Simulation zeigte jedoch, dass eine Verbesserung des Wärmeübergangs durch die Drahthelix nur bei relativ hohen Wärmestromdichten auftritt, was sich mit den Schlussfolgerungen der Experimentatoren deckt. Daher wird am Ende der Arbeit eine Wärmeübergangskorrelation durch zwei Formfaktoren ergänzt um sowohl den „Geometrie-“ als auch den „Drahthelixeffekt“ mit einzubeziehen. Diese Korrelation kann damit für zukünftige Sicherheitsanalysen genutzt werden. Im folgenden ist eine Übersicht der Arbeit zu sehen. (I), Drei grundlegende Geometrien wurden ausgewählt, um den Wärmeübergang Verhalten in überkritischen Fluiden und die Auswirkungen der Geometrie untersuchen. (II) Model Verifizierung und Validierung entsprechend den Geometrien und den Arbeitsbedingungen in den experimentellen Untersuchungen wurden durchgeführt, um das Modell Konfiguration und das Mesh-Setup zu testen. (III) Basierend auf dem validierten Modell, zwei Form-Faktoren können auf der Geometrien und die Arbeitsbedingungen entsprechend dem HPLWR abgeleitet werden.