CFD-based thermal-hydraulic analysis of ALFRED rod bundle in a deformed configuration

The worldwide increasing demand of electricity and the efforts to contrast climate change requires a science-based reformulation of the Nations' energy strategy, in which nuclear is increasingly recognized as an indispensable option. To unlock nuclear’s full potential and deliver its benefits, an extensive co-operative international research and development program is underway to support a new generation of advanced nuclear reactors, the so-called Generation IV. Considering the set of ambitious high-level goals of this new generation of nuclear energy system, that is sustainability, economics, safety and reliability and proliferation resistance, the Lead Cooled Fast Reactor (LFR) concept is identified as one of the most promising. In Europe, activities are carried out to develop a demonstrator for this kind of technology, the Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator ALFRED. Thermal-hydraulics analysis is crucial to ensure the safe and efficient operation of nuclear reactors, and its importance also extends to the LFR technology. Indeed, analyzing the behavior of liquid metals, such as lead, is essential for the successful development and deployment of this technology. Unfortunately, this does not come without challenges, as liquid metals shares some unique attributes, with respect to common fluids, that have consequences on the heat transfer mechanisms. In this context, this thesis focuses on identifying and analyzing the relevant thermal-hydraulic phenomena in the ALFRED fuel bundle under an accidental scenario that involves a set of deformed fuel pin geometries. To this purpose, Computational Fluid Dynamics (CFD) simulations are carried out using the well known open-source Finite Volume Method (FVM) software package OpenFOAM (Open Field Operation And Manipulation). The project fits into the context of the European PASCAL (Proof of Augmented Safety Conditions in Advanced Liquid-metal-cooled systems) project, whose intent is to contribute to the advancement of the safety research and core design activities on innovative heavy liquid metals reactors.

La domanda crescente di elettricità a livello globale e gli sforzi per contrastare il cambiamento climatico richiedono una riformulazione scientificamente fondata della strategia energetica dei Paesi, nella quale il nucleare è sempre più riconosciuto come una opzione indispensabile. Per sfruttare appieno il potenziale e i benefici dell'energia nucleare, un programma cooperativo internazionale di ricerca e sviluppo è in corso per supportare una nuova generazioni di reattori nucleari avanzati, la cosiddetta Generazione IV. Considerando gli ambiziosi obiettivi che questa nuova generazione si pone di raggiungere, cioè sostenibilità, economia, sicurezza e affidabilità, resistenza alla proliferazione, il reattore veloce raffreddato a piombo, in inglese Lead-cooled Fast Reactor (LFR), è considerato uno dei design più promettenti. In Europa, diversi programmi di ricerca sono in attività al fine di sviluppare un reattore dimostratore di questa tecnologia, chiamato ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator). L'analisi termoidraulica è fondamentale per garantire un funzionamento sicuro ed efficiente dei reattori nucleari, e la sua importanza si estende anche a quelli raffreddati a piombo. Infatti, analizzare il comportamento dei metalli liquidi, come il piombo, è essenziale per il loro sviluppo e futuro utilizzo. Sfortunatamente, questo presenta delle sfide da fronteggiare, in quanto i metalli liquidi mostrano degli attributi peculiari , rispetto a fluidi più comuni, che hanno conseguenze sui meccanismi di scambio termico. In questo contesto, l'obiettivo di questa tesi è identificare e analizzare i fenomeni termoidraulici rilevanti all'interno del nocciolo di ALFRED in condizioni incidentali, considerando una serie di deformazioni a carico di una barra di combustibile. A questo scopo, simulazioni di fluidodinamica computazionale (CFD) sono eseguite utilizzando il pacchetto software open-source OpenFOAM (Open Field Operation And Manipulation), basato su un'analisi ai volumi finti. Questa tesi rientra nello spettro del progetto Europeo PASCAL (Proof of Augmented Safety Conditions in Advanced Liquid-metal-cooled systems), il cui intento è quello di contribuire all'avanzamento della ricerca in termini di sicurezza e delle attività di design di reattori ai metalli liquidi innovativi.