Simulación computacional del flujo multifásico agua-vapor ante la inundación de emergencia del núcleo de reactores nucleares

Autores
Sarache Piña, Alirio Johan
Año de publicación
2025
Idioma
español castellano
Tipo de recurso
tesis doctoral
Estado
versión aceptada
Colaborador/a o director/a de tesis
Ramajo, Damián Enrique
Larreteguy, Axel
Battaglia, Laura
Coussirat, Miguel
Corzo, Santiago Francisco
Descripción
Fil: Sarache Piña, Alirio Johan. Universidad Nacional del Litoral. Facultad de Ingeniería y Ciencias Hídricas; Argentina.
Esta tesis presenta una metodología numérica integrada para predecir la limitación de flujo a contracorriente (CCFL) en plantas nucleares, combinando CFD 3D con OpenFOAM y el código de sistema RELAP5-Mod3. El enfoque se organiza en tres ejes: (i) selección y verificación de la estrategia multifásica y captura de interfase; (ii) modelado de la turbulencia con formulaciones de densidad variable; y (iii) uso de resultados CFD para apoyar correlaciones de CCFL a escala de planta. Se compararon formulaciones Eulerianas de dos fluidos (TF) y Volumen de Fluido (VOF) frente a datos de columnas de aire-agua. VOF resultó más robusto y preciso para describir interfase y métricas globales, con errores del orden del 1 %, mientras que TF sufre difusión numérica. Las formulaciones de densidad constante subestiman la disipación y el salto turbulento, afectando los perfiles de flujo. Los modelos de dos ecuaciones con densidad variable (rho-var), destacándose k-epsilon RNG, mejoran la predicción. Sobre esta base se construyó un modelo VOF–RANS 3D con turbulencia rho-var que reproduce, en una hot-leg experimental, CCFL con errores inferiores al 10 % en caída de presión y umbral de bloqueo, mientras que RELAP5 con correlación de Wallis resulta conservador. En un LOCA del 40 % en CANDU-6, el impacto del modelado CCFL sobre variables globales de planta es acotado, pero se prevé más crítico en SBLOCA. Se obtienen directrices: para Jf0.5<0.15 basta un enfoque 1D con correlaciones adecuadas; para Jf0.5>0.20 o geometrías con curvaturas pronunciadas es esencial CFD con captura explícita de interfase.
This thesis presents an integrated numerical methodology to predict counter-current flow limitation (CCFL) in nuclear power plants by combining 3D CFD with OpenFOAM and the system code RELAP5-Mod3. The approach is structured around three axes: (i) selection and verification of the multiphase strategy and interface-capturing scheme; (ii) turbulence modelling with variable-density formulations; and (iii) use of CFD results to support CCFL correlations at plant scale. Eulerian two-fluid (TF) and Volume of Fluid (VOF) formulations are compared against controlled air–water column data. VOF proves more robust and accurate to represent interface topology and global metrics, achieving errors of about 1%, while TF suffers interface smearing due to numerical diffusion. Constant-density turbulence models underestimate dissipation and the interfacial turbulence jump, degrading flow predictions. Two-equation models with variable density (rho-var), with k-epsilon RNG as an optimal compromise between cost and fidelity, significantly improve predictions. On this basis, a 3D VOF–RANS model with rho-var turbulence is built and applied to a representative hot-leg experiment, reproducing CCFL with errors below 10% in pressure drop and flooding onset, whereas RELAP5 with a Wallis-type correlation remains conservative. For a 40% LOCA in a CANDU-6 reactor, the impact of CCFL modelling on global plant variables is limited but expected to be more critical in SBLOCA. Practical guidelines are proposed: for Jf0.5<0.15 a 1D approach with suitable correlations is sufficient, whereas for Jf0.5>0.20 or strongly curved geometries, CFD with explicit interface capturing becomes essential
Consejo Nacional de Investigaciones Científicas y Técnicas
Universidad Nacional del Litoral
Materia
Mecánica computacional
Flujo multifásico
Modelo de dos fluidos
Volumen de fluido
Flujo segregado
Código de sistemas
Computational mechanics
Multiphase flow
Two-fluid model
Volume of fluid
Segregated flow
System code
Nivel de accesibilidad
acceso abierto
Condiciones de uso
http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/deed.es
Repositorio
Biblioteca Virtual (UNL)
Institución
Universidad Nacional del Litoral
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This thesis presents an integrated numerical methodology to predict counter-current flow limitation (CCFL) in nuclear power plants by combining 3D CFD with OpenFOAM and the system code RELAP5-Mod3. The approach is structured around three axes: (i) selection and verification of the multiphase strategy and interface-capturing scheme; (ii) turbulence modelling with variable-density formulations; and (iii) use of CFD results to support CCFL correlations at plant scale. Eulerian two-fluid (TF) and Volume of Fluid (VOF) formulations are compared against controlled air–water column data. VOF proves more robust and accurate to represent interface topology and global metrics, achieving errors of about 1%, while TF suffers interface smearing due to numerical diffusion. Constant-density turbulence models underestimate dissipation and the interfacial turbulence jump, degrading flow predictions. Two-equation models with variable density (rho-var), with k-epsilon RNG as an optimal compromise between cost and fidelity, significantly improve predictions. On this basis, a 3D VOF–RANS model with rho-var turbulence is built and applied to a representative hot-leg experiment, reproducing CCFL with errors below 10% in pressure drop and flooding onset, whereas RELAP5 with a Wallis-type correlation remains conservative. For a 40% LOCA in a CANDU-6 reactor, the impact of CCFL modelling on global plant variables is limited but expected to be more critical in SBLOCA. Practical guidelines are proposed: for Jf0.5<0.15 a 1D approach with suitable correlations is sufficient, whereas for Jf0.5>0.20 or strongly curved geometries, CFD with explicit interface capturing becomes essential
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