Estudio de optimización de un modelo bidimensional de los elementos combustibles de un reactor de agua a presión mediante CFD

Abstract

[ES] Uno de los principales problemas que surgen con el paso del tiempo en los reactores de agua a presión de las centrales nucleares (PWR por sus siglas en inglés) es la deformación de los elementos combustibles que forman el núcleo del reactor. Este fenómeno, descubierto en 1994 en la central nuclear de Ringhals (Suecia), no solo influye negativamente en el rendimiento de la central nuclear, sino que supone un grave peligro para la seguridad de la misma. Dicho elementos combustibles están compuestos por bloques de vainas de dióxido uranio enriquecido y barras de control. Las barras de control, compuestas de acero al boro, se insertan en los huecos entre las vainas de combustible con el objetivo de controlar la fisión nuclear. La deformación de los elementos combustibles impide la completa inserción tanto de las vainas de uranio como de las barras de control. Este fenómeno conocido como ¿Inserción incompleta de las elementos combustibles¿ (Incomplete Rod Insertion en inglés), provoca también una deformación en los conductos a través de los cuales circula agua, usada como refrigerante en centrales nucleares. Este hecho supone por lo tanto un importante riesgo para la seguridad, que puede conllevar una refrigeración insuficiente e incluso el colapso de la central. Al ser la deformación de los elementos combustibles un riesgo tanto para el buen funcionamiento como para la seguridad de la planta, es prioritario comprender el comportamiento mecánico de éstos, basado en la mecánica de fluidos computacional (CFD). Gracias al uso de CFD, se ha podido determinar que el principal factor de deformación de los elementos combustibles es la fuerza que ejerce el flujo de agua en sentido trasversal. El objetivo de este proyecto es obtener un modelo basado en CFD que permita determinar el comportamiento de las fuerzas transversales hidrodinámicas de la manera más precisa posible y con un mínimo coste computacional. Para ello, se simulará en ANSYS CFX el comportamiento real de un reactor nuclear con mallados de distinta densidad, desde los 3472 nodos hasta los 32144 nodos. La independencia de los resultados de la densidad de la malla es comprobada simulando el comportamiento de reactor nuclear bajo dos condiciones distintas: Se comparan los resultados obtenidos para un modelo sin deformar y otro presentando una deformación en forma de ¿C¿. Para ambos, la malla con la que se obtiene un resultado más preciso con un bajo coste computacional es la malla que contiene 14340 nodos. En este proyecto se simula un elemento de combustible entero de una dimensión de 14*14 vainas de combustible, dado que la simulación del comportamiento del núcleo entero del reactor sería inviable desde el punto de vista computacional debido a su alta complejidad.

[EN] The Fuel Assembly bow issue in Pressurized Water Reactors (PWRs) was first discovered in 1994 at Ringhals nuclear power plant (Sweden). Several problems concerning both, safety and operating performance, may arise as a consequence of excessive Fuel Assembly deformation. Regarding the safety concern, geometry changes induced by the bending moments affecting FA can lead to Incomplete Rod Insertion (IRI). As the aim of the control rods is to control the fission chain reaction in the core, IRI events represent a threat in case of a loss of coolant accident or a quick shutdown situation. In addition, FA deformation does also have an impact on the reactor¿s operating performance. The induced deformation causes irregular gap widths and uneven water gaps through which the coolant flows, leading to unequal thermal transfer and thus to a decrease in thermal margins. Moreover, the strong friction forces between assemblies extend core fueling and defueling times and may cause grid damage during shuffling of the Fuel Assemblies. The fundamental role when it comes to excessive FA bowing is believed to be played by the influence of lateral hydrodynamic forces. Other factors such as irradiation induced creep deformation and excessive hold down spring forces also have to be taken into account when analyzing the bow issue. Since the FA deformation is both, a performance and a safety concern, the prediction of its mechanical behavior has turned into an active field of research. Therefore, the improvement of bow modelling instruments, mainly based on Computational Fluid Dynamics (CFD) simulation, has become essential. The objective of this thesis is the optimization of the model mesh which will best enable the most efficient, whilst still accurate, estimation of the lateral hydrodynamic forces inside the reactor core. Meshes with different node densities are created (from 3472 nodes to 32144 nodes). A mesh independence study is carried out for a non-deformed and a C-shape deformed FA structure. The aim of comparing the results from both cases is to determine whether the condition of structural deformation has an influence on the results of the study and on the convergence of the simulations. For both studies, the requirements of accuracy and few computational expense are better accomplished by the mesh consisting of 14340 nodes. At the same time, convergence is also achieved within a similar amount of iterations. A porous model is selected to determine the lateral forces of an entire FA row, since simulating the entire core¿s behavior with respect to bow would be too computationally expensive and time consuming due to the complex geometries of a PWR.