Several nuclear research reactors use or are planned with cores containing flat-plate- type fuel elements. The nuclear fuel is contained in parallel plates that are separated by narrow channels through which the fluid flows to remove the heat generated by fission reactions. One of the problems of this fuel element design is the mechanical stability of the fuel plates. High-velocity coolant flowing through the channels can cause large deflections of these plates leading to local overheating, structural failure or plate collapse. As a consequence, the safe operation of the reactor may be affected. In this work, a numerical fluid-structure interaction study was conducted for evaluating the mechanical stability of nuclear fuel plates under axial flow conditions. Five different cases were analyzed. In all cases, the system consisted of two fuel plates bounded by fluid channels but, in case 5, a support comb at the leading edge of the plates was inserted. The pressure loadings caused by the fluid flow were calculated using a Computational Fluid Dynamics model created with ANSYS CFX. The structural response was determined by means of a Finite Element Analysis model generated with ANSYS Mechanical. Both models were coupled using the two-way fluid-structure interaction approach. The results from Case 1 allowed proposing a methodology to predict the critical velocity of the assembly without an inlet support comb. The maximum deflection of the plates was detected at their leading edges. It was detected that, for flow rates in the channels less than a certain value, the maximum deflection increased linearly with the square of the coolant velocity. In contrast, for greater flow rates, a nonlinear behavior was observed. Therefore, that fluid velocity was identified as the critical velocity of the system. Besides, above the critical velocity, an extra deflection peak was observed near the trailing edge of the plates. In cases 2, 3 and 4, the influence of manufacturing deviations and the change of materials properties due to the increment of temperature on the critical velocity was investigated. With these conditions, the critical velocity of the system was found at lower values. Lastly, in Case 5, the effectiveness of using a support comb at the leading edge of the plates was investigated. The results showed that the static divergence at the inlet end is effectively eliminated with the installation of the comb. In addition, the flow-induced deflections along the length of the plates were significantly diminished with the comb. / Muitos reatores nucleares de pesquisa usam ou são planejados com elementos combustíveis tipo placas planas. O combustível nuclear está contido em placas paralelas que são separadas por canais estreitos através dos quais o fluido refrigerante passa para remover o calor gerado pelas reações de fissão. Um dos problemas deste tipo de elemento combustível é a estabilidade mecânica das placas de combustível. O líquido refrigerante a alta velocidade pode causar deflexões excessivas dessas placas, bloqueando o canal de escoamento e levar ao superaquecimento nas placas, falha estrutural ou colapso da placa. Como consequência, a operação segura do reator pode ser afetada. Neste trabalho, foi realizado um estudo numérico de interação fluido-estrutura para avaliar a estabilidade mecânica de placas de combustível nuclear sob condições de fluxo axial. Cinco diferentes casos foram analisados. Em todos os casos, o sistema consistiu em duas placas de combustível delimitadas por canais de fluido, mas, no caso 5, um pente de suporte na borda de ataque das placas foi inserido. As cargas de pressão causadas pela vazão foram calculadas usando um modelo de Dinâmica dos Fluidos Computacional, criado com ANSYS CFX. A resposta estrutural foi determinada por meio de um modelo de elementos finitos, gerado com ANSYS Mechanical. Os modelos foram acoplados usando a abordagem de interação fluido-estrutura bidirecional. Os resultados do Caso 1 permitiram propor uma metodologia para prever a velocidade crítica do sistema sem o pente de suporte. A deflexão máxima das placas foi observada em suas bordas de ataque. Foi detectado que, para velocidades nos canais inferiores a um determinado valor, a deflexão máxima aumentava linearmente com o quadrado da velocidade do líquido refrigerante. Em contraste, para maiores vazões, um comportamento não linear foi observado. Portanto, essa velocidade do fluido foi identificada como a velocidade crítica. Além disso, acima da velocidade crítica, um pico extra de deflexão foi observado próximo à borda de saída das placas. Nos casos 2, 3 e 4, a influência dos desvios de fabricação e da alteração das propriedades dos materiais devido ao incremento de temperatura na velocidade crítica foi investigada. Sob essas condições, a velocidade crítica foi encontrada a valores mais baixos. Por fim, no Caso 5, a eficácia do uso do pente de suporte na borda de entrada das placas foi estudada. Os resultados mostraram que a divergência estática na extremidade de entrada foi efetivamente eliminada com a instalação do pente. Além disso, as deflexões induzidas pelo fluido ao longo do comprimento das placas foram significativamente diminuídas com o pente.

Orientador: Prof. Dr. Pedro Carajilescov / Dissertação (mestrado) - Universidade Federal do ABC. Programa de Pós-Graduação em Energia, Santo André, 2016. / A utilização de elementos combustíveis do tipo placa, em reatores nucleares, está associada principalmente a reatores de pesquisa e reatores de propulsão naval (navios porta aviões e submarinos), trazendo benefícios imediatos na segurança e no desempenho termo-hidráulico do reator. Códigos computacionais são utilizados para o cálculo do comportamento termo-hidráulico do núcleo. Este trabalho apresenta o desenvolvimento de um código termo-hidráulico para um reator nuclear com elementos combustíveis na forma de placas, em linguagem de programação FORTRAN. A partir da entrada dos parâmetros geométricos e das condições de operação e de contorno do reator, o programa realiza a análise do escoamento em regime permanente de potência ou vazão por meio da solução das equações de conservação de massa, quantidade de movimento e energia; além disso, calcula o mínimo DNBR baseado na análise do canal crítico (faz uma análise de fluxo crítico de calor). O código aumenta a representação da malha radial usando o método da cadeia, realizando os cálculos em duas etapas: na Etapa 1, o núcleo é subdividido em subcanais cujo tamanho é equivalente a um elemento combustível e na Etapa 2, o elemento combustível quente é subdividido em subcanais de tamanho equivalente aos canais que o compõem. Na validação do programa, considerou-se o reator de pesquisa CARR (China Advance Research Reactor) e o reator do LABGENE (Reator brasileiro de propulsão naval), obtendo informações detalhadas do núcleo do reator como a perda de carga, distribuição de fluxo mássico, variação de velocidade e temperatura do escoamento ao longo dos canais, título termodinâmico e fluxo crítico de calor no canal quente. A análise mostrou bons resultados quando verificado frente aos obtidos para o reator CARR e para um típico reator de potência PWR. / The use of plate-type fuel assembly, in nuclear reactors, are mostly associated to researched reactors and naval propulsion reactors (aircraft carriers and submarines), bringing immediate benefits in security and thermal-hydraulic performance of the reactor. Computational codes are used to calculating the thermal-hydraulic core behavior. This project shows the development of thermal-hydraulic code for plate type fuel reactor, written whit FORTRAN programming language. According to geometric input data, operational and boundary conditions, the code involves the analysis of permanent regime of flow and power through the solution of mass, momentum and energy conservation equation; Furthermore, it makes the calculation of minimum DNBR, based on an analysis of critical channel (Making an analysis of the maximum heat flux). The code has maximized the radial mesh with the use of the chain or cascade method for two stages: in the first stage, the core is subdivided in sub channels, with size equivalent to a fuel assembly and the stage two, the hot fuel assembly is subdivided in sub channels with size equivalent to the one channel that comprise. For the validation of program, was considered the research reactor CARR (China Advance Research Reactor), and the LABGENE reactor (Brazilian reactor of naval propulsion), getting detail information of reactor core as the change of the static pressure in the channel, flux distribution, variation of coolant temperature and coolant velocities, quality and local flux heat in the critical channel. The analysis showed good agreement when checked with the results obtained for CARR reactor and for a typical reactor power PWR.