MARC

 008250123s2024        us                              c    eng  d
■001000017164470
■00520250211153006
■006m          o    d                
■007cr#unu||||||||
■020    ▼a9798384044024
■035    ▼a(MiAaPQ)AAI31631391
■035    ▼a(MiAaPQ)umichrackham005580
■040    ▼aMiAaPQ▼cMiAaPQ
■0820  ▼a539.76
■1001  ▼aHuxford,  Aaron.
■24510▼aThe  Verification,  Validation  and  Application  of  a  Hybrid  Domain  Overlapping  Coupling  between  System  Thermal  Hydraulics  and  Computational  Fluid  Dynamics  Codes
■260    ▼a[Sl]▼bUniversity  of  Michigan▼c2024
■260  1▼aAnn  Arbor▼bProQuest  Dissertations  &  Theses▼c2024
■300    ▼a213  p
■500    ▼aSource:  Dissertations  Abstracts  International,  Volume:  86-03,  Section:  B.
■500    ▼aAdvisor:  Manera,  Annalisa;Petrov,  Victor.
■5021  ▼aThesis  (Ph.D.)--University  of  Michigan,  2024.
■520    ▼aOne  important  problem  in  nuclear  reactor  safety  analysis  is  how  to  compute  the  evolution  of  accident  events  and  accurately  estimate  reactor  safety  margins.  Currently,  regulatory  authorities  accept  simulation  results  obtained  from  System  Thermal  Hydraulics  (STH)  codes  if  the  application's  conditions  fall  within  the  code's  range  of  validation.  STH  codes  rely  on  a  simplified  one-dimensional  (1D)  representation  of  the  power  plant,  and  the  simplified  representation  utilizes  several  1D  closure  correlations  informed  by  experimental  data  or  high  fidelity  simulations.  However,  when  three-dimensional  (3D)  flow  effects  are  significant,  the  simplifying  1D  assumptions  of  STH  codes  breakdown  and  may  lead  to  non-conservative  results.  In  current  and  next-generation  nuclear  reactor  systems,  components  such  as  containment  compartments,  reactor  vessel  and  pools  contain  3D  effects  that  can  play  an  important  role  in  the  evolution  of  accident  scenarios.  This  necessitates  the  use  of  Computational  Fluid  Dynamics  (CFD)  codes  that  can  better-predict  3D  flow  and  mixing  phenomena.  However,  modeling  an  entire  reactor  system  with  CFD  remains  prohibitively  computationally  expensive.  As  a  result,  the  coupling  of  CFD  with  STH  codes  is  an  important  undertaking.  The  majority  of  STH/CFD  coupling  efforts  have  utilized  the  traditional  domain  decomposition  method,  where  CFD  models  a  region  of  the  system  where  3D  effects  are  relevant  and  STH  models  the  rest.  Recently,  Grunloh  et  al.  proposed  a  domain  overlapping  method  where  the  STH  code  models  the  entire  system,  including  the  region  modeled  by  CFD.  However,  the  work  was  only  focused  on  demonstrating  the  method  for  coupling  mass  and  momentum.  In  this  thesis,  the  method  is  extended  to  include  the  coupling  of  energy  and  scalar  transport;  and  it  is  further  generalized  to  produce  a  much-simpler  implementation,  referred  to  as  the  hybrid  domain  overlapping  method.  The  new  coupling  method  is  verified  using  canonical  open  and  closed  flow  loops,  and  the  coupling  method's  numerical  stability  and  convergence  show  favorable  behavior  compared  to  the  domain  decomposition  method.  The  new  method  is  first  validated  against  an  isothermal  double  T-junction  experiment  from  open  literature.  The  experiment  was  designed  such  that  the  transport  of  an  injected  tracer  is  strongly  affected  by  3D  mixing  effects.  Here,  the  STH/CFD  coupled  model  matches  experimental  data  much  better  than  the  STH  standalone  model.  Then,  the  new  method  is  validated  against  the  nonisothermal,  TALL-3D  experimental  STH/CFD  coupling  benchmarking  facility:  a  liquid-metal  facility  with  a  pool-type  enclosure  for  CFD  modeling.  The  STH/CFD  coupled  model  is  validated  against  six  steady  states,  followed  by  two  transients  from  forced  circulation  to  natural  circulation.  The  STH/CFD  coupled  model  is  able  to  reproduce  flow  reversal  observed  during  the  first  transient  as  well  as  the  limit  cycle  oscillations  observed  during  the  second  transient.  Lastly,  the  coupling  method  is  applied  to  the  safety  analysis  of  a  sodium-cooled  fast  reactor  undergoing  a  protected  loss  of  flow  event,  where  CFD  models  the  reactor's  hot  pool.  The  STH/CFD  coupled  model  reveals  a  possible  safety  concern  considering  the  predicted  maximum  fuel  cladding  temperature  that  is  more  severe  than  in  the  STH  standalone  model.  From  this  thesis,  the  hybrid  domain  overlapping  coupling  method  emerges  as  a  simple-to-implement,  numerically  robust  and  validated  STH/CFD  coupling  scheme  for  the  safety  analysis  of  nuclear  reactor  systems.  The  new  coupling  method  stands  on  firm  ground  to  aid  in  the  advancement  of  safer,  more  efficient  and  robust  nuclear  energy  systems.
■590    ▼aSchool  code:  0127.
■650  4▼aNuclear  engineering
■650  4▼aHydraulic  engineering
■650  4▼aComputational  physics
■653    ▼aComputational  Fluid  Dynamics
■653    ▼aSystem  thermal  hydraulics
■653    ▼aCoupling  methods
■653    ▼aOverlapping  methods
■653    ▼aNuclear  reactors
■690    ▼a0552
■690    ▼a0218
■690    ▼a0216
■71020▼aUniversity  of  Michigan▼bNuclear  Engineering  &  Radiological  Sciences.
■7730  ▼tDissertations  Abstracts  International▼g86-03B.
■790    ▼a0127
■791    ▼aPh.D.
■792    ▼a2024
■793    ▼aEnglish
■85640▼uhttp://www.riss.kr/pdu/ddodLink.do?id=T17164470▼nKERIS▼z이  자료의  원문은  한국교육학술정보원에서  제공합니다.

미리보기

내보내기

chatGPT토론

Ai 추천 관련 도서