Simulation d'expériences à flux calorifique critique a l'aide du programme NEPTUNE_CFD

Simulation of critical heat flux experiments in NEPTUNE_CFD

Nuclear Research Institute Rez (UJV) Husinec - Rez 130, 250 68, Rez, Tel. + Fax : +420 266 172 334

Auteur de correspondance : vyl@ujv.cz, mac@ujv.cz

Résumé

Ce rapport décrit une simulation numérique d'expériences déterminées à flux calorifique ritique effectuées sur une boucle expérimentale "Large Water Loop". Les calculs ont été effectués à l'aide du programme NEPTUNE_CFD. "Large Water Loop" (LWL) est une boucle à pression hydraulique inactive dont les paramètres technologiques et calorifiques sont appropriés pour des réacteurs nucléaires à eau sous pression. Un dispositif expérimental visant à rechercher un flux calorifique critique dans un faisceau de tiges électriquement chauffées fait partie du LWL. Les conditions d'une ébullition critique sont fixées à pression constante, à temperature constante de l'eau à l'entrée et à débit constant, le rendement calorifique du faisceau augmentant peu à peu. Les tiges sont des tubes creux profilés à échauffement direct des parois. Les résultats des calculs de quatre expériences typiques sont présentées dans le rapport. On a pu noter à chaque fois un accroissement rapide de la température des parois. Les simulations des expériences à fort écoulement ont été couronnées de succès. Les calculs des expériences à faible écoulement ont montré que le procédé indiqué ne convenait pas pour des faibles écoulements. Les résultats montrent que le programme NEPTUNE présente un réel potentiel pour les calculs d'écoulement avec ébullition ou point critique d'ébullition dans la géométrie d'un caisson de chauffage d'un réacteur nucléaire. Cette étude a été réalisée dans le cadre du projet européen NURESIM. Le programme NEPTUNE_CFD fait partie de la plateforme NURESIM.

Abstract

This report presents a CFD simulation of selected "Large Water Loop" critical heat flux experiments. Calculations were performed by NEPTUNE_CFD code. The Large Water Loop (LWL) is non-active pressurised-water equipment with technological and thermal parameters corresponding to those of pressurized water reactors. The CHF experimental facility (a part of the Large Water Loop) has been designed for research into CHF in water flow through a bundle of electrically heated vertical rods. The critical conditions were determined under constant pressure, inlet water temperature and mass flux and for quasi steady-state - by gradually increasing the heat input. The rods are modelled by hollow tubes with direct heating of the wall. Calculation results of four typical tests are presented in this paper. In all calculated tests, a sudden rise of the wall temperature was observed. Simulations of cases with a higher mass flux were successful. Simulation of cases with a low mass flux indicates that the modelling approach might not be suitable for lower mass fluxes. The results show that NEPTUNE has potential for predicting boiling flow up to CHF in the geometry of nuclear reactor fuel assembly. The presented work was carried out as part of the NURESIM project. NEPTUNE_CFD code is implemented in the NURESIM platform.