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Tesi etd-02292012-185152


Thesis type
Tesi di dottorato di ricerca
Author
FERRARA, PAOLO
URN
etd-02292012-185152
Title
Analisi CFD di fenomeni di mescolamento e di scambio termico alla parete all’interno di reattori nucleari
Settore scientifico disciplinare
ING-IND/06
Corso di studi
ENERGETICA ELETTRICA E TERMICA
Commissione
tutor Prof. Di Marco, Paolo
Parole chiave
  • T-junction
  • RANS
  • PTS
  • LES
  • FSAR
  • flusso turbolento
  • CFD
  • thermal mixing
  • thermal striping
Data inizio appello
21/05/2012;
Consultabilità
completa
Riassunto analitico
Il presente è diviso in 2 parti: nella prima, utilizzando un codice CFD commerciale, si studiano i fenomeni di scambio termico convettivo in moto turbolento relativi al mescolamento di sodio liquido a diverse temperature all’interno di una giunzione a T; avendo scelto un caso per il quale sono disponibili dei dati sperimentali, è stato possibile quantificare meglio l’errore commesso dal codice, evidenziando, in particolare pregi e difetti dei vari modelli di turbolenza utilizzati. I modelli RANS più raffinati si rivelano efficaci per lo studio del flusso medio, ma non riescono a valutare correttamente la forma e la posizione della zona di mescolamento all’interno del tubo principale; i modelli LES, invece, sono migliori nella valutazione dei fenomeni di mescolamento, ma i valori di temperatura calcolati sono ancora distanti dai dati sperimentali.
Nella seconda parte si è implementata la metodologia ideata dai ricercatori del DIMNP (Dip. di Ing. Nucleare, Meccanica e della Produzione) per svolgere l’analisi completa del comportamento del vessel di un impianto nucleare, in seguito ad un incidente ipotizzato, che possa condurre a condizioni di PTS (Pressurized Thermal Shock). L’allievo ha svolto questa attività in collaborazione col GRNSPG (Gruppo di Ricerca Nucleare di San Piero a Grado), occupandosi di vari aspetti inerenti al problema considerato:
• la simulazione CFD del flusso all’interno del down-comer, durante il transitorio relativo all’incidente nucleare ipotizzato;
• l’analisi termica all’interno dello spessore solido del vessel;
• la correlazione tra i vari codici di calcolo.
La metodologia è stata testa sull’impianto nucleare ATUCHA II, in Argentina, ipotizzando un transitorio incidentale di tipo LOCA (Loss of Coolant Accident), verificando sia l’integrità del vessel, sia l’efficienza e la validità della metodologia stessa.
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