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Archivio digitale delle tesi discusse presso l’Università di Pisa

Tesi etd-04232015-231250


Tipo di tesi
Tesi di dottorato di ricerca
Autore
MARTELLI, DANIELE
URN
etd-04232015-231250
Titolo
Experimental and Numerical Thermal-hydraulic Analyses in support of GEN-IV Lead-cooled Fast Reactor Design
Settore scientifico disciplinare
ING-IND/19
Corso di studi
INGEGNERIA "L. DA VINCI"
Relatori
tutor Prof. Forgione, Nicola
relatore Prof. Ambrosini, Walter
relatore Dott. Tarantino, Mariano
Parole chiave
  • Accoppiamento di codici
  • heat transfer in fuel bundle
  • Heavy Liquid Metal
  • LFR
  • RELAP5/Fluent coupling
Data inizio appello
29/04/2015
Consultabilità
Completa
Riassunto
L’attività di ricerca oggetto del presente lavoro di tesi di dottorato è stata svolta presso il Dipartimento di Ingegneria Civile e Industriale dell’università di Pisa in collaborazione con l’ Unità Tecnica di Ingegneria Sperimentale presso il centro di ricerche ENEA Brasimone.
Lo scopo dell’attività è stato quello di indagare fenomeni di termoidraulica di interesse per il supporto allo sviluppo dei reattori di quarta generazione refrigerati con piombo e piombo bismuto. Il candidato ha sviluppato simulazioni numeriche e ha condotto tre campagne sperimentali sulle facility sperimentali CIRCE (Circolazione Eutettico) e NACIE (Natural Circulation) in supporto alla analisi numeriche effettuate.
Lo studio ha avuto inizio a partire da Gennaio 2012. Inizialmente è stata effettuata un’analisi preliminare con dati sperimentali reperiti in letteratura per verificare limiti e capacità del codice di calcolo CFD utilizzato (Ansys Fluent) nel prevedere fenomeni di stratificazione termica in sistemi a piscina (pool type reactor). Una volta verificate le capacità e i limiti del codice, lo si è applicato allo studio della facility sperimentale CIRCE (progettata per lo studio di fenomeni di termoidraulica in reattori di tipo a piscina composta da un vessel principale contenente circa 70 tonnellate di piombo bismuto liquido riscaldato da un bundle elettrico costituito da 37 pins per una potenza complessiva di circa 1 MW). E’ stata sviluppata un’analisi di pre-test simulando un transitorio incidentale di interesse. Al fine di simulare correttamente il transitorio studiato, è stata sviluppata una metodologia di calcolo accoppiato monodirezionale tra il codice di sistema RELAP5 e il codice di CFD Fluent in cui i dati ottenuti in una simulazione RELAP5 precedentemente condotta, sono stati utilizzati come condizioni al contorno per il codice CFD. Tale analisi è stata di supporto al posizionamento della strumentazione di controllo all’interno della sezione di prova. L’analisi di pre-test è stata succeduta dalla campagna sperimentale e da simulazioni di post-test, mostrando un buon accordo trai dati ottenuti sperimentalmente e quelli derivati dalle simulazioni numeriche. Fenomeni di stratificazione termica sono stati evidenziati all’interno dell’apparecchiatura sperimentale e la transizione da circolazione forzata a naturale è stata investigata.
Per migliorare l’accuratezza delle simulazioni si è sviluppato un metodo di accoppiamento tra codici di sistema e codici CFD (RELAP5- Ansys Fluent). In particolare, in tale metodologia il dominio geometrico viene suddiviso in regioni opportunamente simulate attraverso il codice di sistema (più idoneo a simulare flussi bifase) e regioni simulate attraverso il codice CFD (più idoneo a simulare regioni caratterizzate da flussi turbolenti e fortemente tridimensionali). Questa suddivisione identifica delle interfacce ben definite attraverso le quali i due codici si scambiano le informazioni necessarie a procedere nel transitorio simulato secondo i vari schemi numerici implementati e gestiti tramite l’apposita interfaccia creata.
La metodologia sviluppata è stata applicata alla facility sperimentale NACIE (loop rettangolare in cui circolano circa 1000 kg di piombo bismuto liquido ad una temperatura massima di 550°C e accoppiato ad un circuito secondario ad acqua tramite uno scambiatore di calore). La parte del dominio simulata con il codice di CFD è stata quella relativa al fuel bundle mentre la restante porzione del sistema è stata simulata con il codice di termoidraulica RELAP5.
E’ stata condotta una validazione preliminare del metodo di calcolo sviluppato mediante il confronto dei risultati numerici con quelli ottenuti dalla campagna sperimentale mostrando un buon accordo sia per i tests in circolazione naturale che in circolazione forzata.
Infine, lo scambio termico all’interno di un fuel bundle refrigerato a piombo bismuto è stato investigato sperimentalmente nella facility CIRCE. La quasi totalità dei dati reperibili nella letteratura scientifica tratta scambio termico in bundle refrigerati con sodio-potassio o mercurio e le correlazioni disponibili sono state sviluppate per tali fluidi. I dati sperimentali forniti nel presente lavoro rappresentano quindi il primo set di dati ottenuto in una facility a piscina di dimensioni rilevanti e costituiscono un supporto di dati sperimentale per la progettazione di reattori di quarta generazione refrigerati con piombo liquido.
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