The purpose of this study is to develop an accurate model of the downcomer of the once-through steam generator (OTSG) developed by Babcock & Wilcox, using RELAP5/MOD2. While the physical model can be easily developed, several parameters are left to be adjusted to optimally model the downcomer and match data that was retrieved in a first-of-a-kind (FOAK) study conducted at Oconee Unit I in Oconee, South Carolina. Once the best-fit set of parameters has been determined, then the model must be tested for power levels exceeding that for which the steam generator was originally designed, so as to determine the power level at which a phenomenon known as flood-back becomes a concern. All known previous studies that have been conducted using RELAP5/MOD2 have shown that RELAP over-predicts interphase friction. However, all of those studies focused on heated two-phase upflow, whereas the downcomer is modeled as adiabatic two-phase downflow. In this study, it is found that the original slug drag model for RELAP5/MOD2 developed by Idaho National Engineering Laboratory (INEL) under-predicts the interphase friction between the liquid and vapor phase within the downcomer. Using a modified version of the original slug drag model created by Babcock & Wilcox (B&W), an optimum multiplier is found for each power level. An increase of 1181% in interphase friction over the INEL slug drag model, which equals an increase of 4347% for the default B&W model provides the most accurate results for all power levels studied. Emphasis is also placed on modeling the orifice plate of the OTSG downcomer which has been added to stabilize pressure fluctuations between the downcomer and tube bundle of the OTSG. While several different schemes are explored for modeling the orifice plate, a branch connection with an inlet area 14.22% of that of the downcomer is used to model the orifice plate along with the volume that transitions the two-phase downflow to horizontal flow into the tube nest of the OTSG. Power levels exceeding that for which the steam generator was designed are tested in RELAP using the slug drag multiplier to determine at which power level a liquid level would occur and would flood-back become a concern. In this study, it is determined that a liquid level would form at 135% power and that at any higher power level, flood-back would be of concern for any user of the steam generator. / Master of Science

[pt] O elemento combustível de um reator do tipo LMFBR consiste em um feixe de barras de arranjo triangular com espaçadores helicoidais, contido em um duto hexagonal. Neste trabalho, desenvolve-se o programa ATHEL que incorpora um método determinístico para o cálculo da distribuição de temperatura, baseado em modelos para o cálculo do coeficiente de atrito e redistribuição do escoamento axial, para o escoamento transversal e a mistura térmica turbulenta. Os resultados obtidos foram comparados com dados experimentais disponíveis na literatura, apresentando precisão semelhante aos códigos de análise mais complexa, como é o caso do COBRA e THI3D. O modelo físico utilizado e o programa desenvolvido permitem a realização de análise termohidráulica de reatores de maneira rápida e econômica. / [en] The fuel elemento f na LMFBR consists of a bundle of rods wrapped with an helical wire as spacer, surrounded by an hexagonal duct. In the present work, the ATHEL code is developed a deterministic method to calculate the temperature distribution based on models for the prediction of the friction factor and flow redistribution, for the cross flow and for the turbulent eddy dyffusivity. The obtained results are compared to available experimental data in the literature, yielding equivalent accuracy to more complex analysis code, such as COBRA and THI3D. The developed physical methods and code allow thermalhydraulics analysis of reactors in a very fast and inexpensive way.

[pt] Muitas centrais nucleares do tipo PWR utilizam vapor produzido em geradores de vapor do tipo tubos em U invertido, com recirculação interna natural, nos quais o fluido primário escoa internamente aos tubos e o secundário, entre os tubos e a carcaça. No presente trabalho, é desenvolvido um modelo de simulação termohidráulica, para regime permanente, de tais geradores de vapor, considerando-se o escoamento secundário divididas em duas partes, individualmente homogêneas, e com troca de calor e massa entre elas. O título da mistura bifásica que alimenta a turbina é fixado e a pressão da água de alimentação é determinada. Baseado neste modelo, desenvolveu-se o programa GEVAP, em linguagem Fortran-IV. O modelo é aplicado ao gerador de vapor da central Angra II e os resultados obtidos são comparados com dados de projeto da KWU, sendo considerados satisfatórios. / [en] Many PWR power plants use steam produced in steam generators with inverted U tubes with natural internal recirculation, in which the primary fluid flows inside the tubes and the working fluid, between the tubes and the shell. In the present work, it is developed a model of termohidraulic simulation, for steady state, considering the scondary flow divided in two parts individually homogeneous, and with heat and mass transferences between them. The quality of the two-phase mixture that is fed to the turbine is fixed and, based on this value, the feedwater pressure is determined. The recirculation ratio is intrinscally determined. Based on this model is applied to the steam generator of the Angra II nuclear power palnt and the results are compared with KWU’s design parameters, being considered satisfactory.

The following paper presents a one-dimensional numerical model for simulating transient thermohydraulic pipe flow based on the Method of Characteristics. In addition to mass and momentum conservation, the proposed scheme also guarantees compliance with the laws of thermodynamics by solving the energy equation. The model covers transient changes in fluid properties due to pressure changes, heat transfer and dissipation. The presented methodology also allows the computation of the transient temperature distribution in the pipe wall through an additional ordinary finite difference scheme. The numerical procedure is implemented in the commercial simulation software DSHplus. The capability of the code is examined by comparing the simulation results with theoretical solutions and experimental data.

Les futurs réacteurs expérimentaux comme ITER ou JT-60SA réaliseront des réactions de fusion thermonucléaire au sein de plasmas de plusieurs millions de degrés. Le confinement de la réaction au centre de la chambre est assuré par des champs magnétiques très intenses générés par des aimants supraconducteurs. Ces bobines sont refroidies à 4.4 K via une circulation forcée d’hélium supercritique. Le fonctionnement cyclique des machines engendre des charges thermiques pulsées qui devront être absorbées par les réfrigérateurs de plusieurs mégawatts de puissances électriques. L’expérience HELIOS, construite au CEA Grenoble, est une maquette à échelle réduite du système de distribution d’hélium du tokamak JT-60SA constituée d’un bain d’hélium à saturation et d’une boucle en hélium supercritique. Les travaux de thèse présentés ici explorent les possibilités d’HELIOS afin de réaliser les études expérimentale et numérique de trois stratégies de lissage de charges thermiques : l’utilisation du bain saturé en tant que volant thermique ouvert, la variation de la vitesse du circulateur et l’utilisation de la vanne de by-pass de la charge thermique. Le modèle EcosimPro développé ici rend bien compte des phénomènes de couplage transitoire entre le dépôt d’énergie, la montée en pression et en température de la boucle de circulation, de même que le couplage entre la boucle de circulation et le bain saturé. Des contrôles avancés ont été testés numériquement puis validés expérimentalement pour améliorer la stabilité du réfrigérateur et optimiser la puissance de réfrigération. / Future fusion reactor devices such as ITER or JT-60SA will produce thermonuclear fusion reaction inplasmas at several millions of degrees. The confinement in the center of the chamber is achieved byvery intense magnetic fields generated by superconducting magnets. These coils have to be cooleddown to 4.4 K through a forced flow of supercritical helium. The cyclic behavior of the machinesleads to pulsed thermal heat loads which will have to be handled by the refrigerator.The HELIOS experiment built in CEA Grenoble is a scaled down model of the helium distributionsystem of the tokamak JT-60SA composed of a saturated helium bath and a supercritical helium loop.The thesis work explores HELIOS capabilities for experimental and numerical investigations on threeheat load smoothing strategies: the use of the saturated helium bath as an open thermal buffer, therotation speed variation of the cold circulator and the bypassing of the heated section. Thedeveloped model describes well the physical evolutions of the helium loop (pressure, temperature,mass flow) submitted to heat loads observed during experiments. Advanced controls have beentested and validated to improve the stability of the refrigerator and to optimize the refrigerationpower.

The following paper presents a one-dimensional numerical model for simulating transient thermohydraulic pipe flow based on the Method of Characteristics. In addition to mass and momentum conservation, the proposed scheme also guarantees compliance with the laws of thermodynamics by solving the energy equation. The model covers transient changes in fluid properties due to pressure changes, heat transfer and dissipation. The presented methodology also allows the computation of the transient temperature distribution in the pipe wall through an additional ordinary finite difference scheme. The numerical procedure is implemented in the commercial simulation software DSHplus. The capability of the code is examined by comparing the simulation results with theoretical solutions and experimental data.

L’analyse de sûreté des réacteurs nucléaires nécessite la modélisation fine des phénomènes y survenant et plus spécifiquement ceux permettant d’assurer l’intégrité des barrières de confinement. Les outils de modélisation et codes actuels favorisent une analyse fine du système réacteur par discipline dédiée, et couplée avec des modèles simplifiés. Néanmoins, le développement depuis plusieurs années d’une approche dite « Best Estimate », basée sur des calculs multiphysiques et multi-échelle, est en cours de réalisation. Cette approche permettra d’accéder au suivi et à l’analyse détaillée de problèmes complexes tels que l’étude des Réacteurs nucléaires en situation standard et accidentelle. Dans cette approche, les phénomènes physiques sont simulés aussi précisément que possible (selon la connaissance actuelle) par les modèles couplés. Par exemple, des codes disciplinaires existent et permettent la modélisation précise de la neutronique, de la thermohydraulique du cœur du réacteur ou de la thermohydraulique sur l'ensemble du système, de la thermomécanique du combustible ou des structures. Une approche « Best Estimate » consiste à coupler ces modèles afin de réaliser une modélisation globale et précise du système de réacteur nucléaire. Cette approche nécessite de bien définir les modèles qui sont utilisés afin de préciser exactement leurs limites, et donc préciser les incertitudes des résultats des modèles couplés afin de les assumer et de les optimiser.C’est dans ce contexte de travail que s’inscrit cette thèse. Elle consiste dans le développement d'un couplage multiphysique et multi-échelle « Best Estimate » afin d'obtenir une analyse précise des Réacteurs à Eau Légère en situations normale et accidentelle. Elle a consisté principalement en l’analyse des modèles et de leurs interactions et à la mise en œuvre d'un algorithme de couplage multiphysique entre une neutronique et une thermohydraulique exprimées à l'échelle du réacteur, ainsi qu’avec une thermomécanique fine à l'échelle élémentaire du crayon combustible. En outre, un travail spécifique a été effectué afin de préparer ou d'améliorer l’accés à l'information physique locale nécessaire à la mise en œuvre de modélisations couplées multi-échelles, à l'échelle du combustible. / The safety analysis of nuclear power plants requires a deep understanding of underlying key physical phenomena that determine the integrity of the physical containment barriers. At the present time, cutting edge models focus on a single aspect (discipline) of the physical system coupled with rough models of the other aspects needed to simulate the global system. But, safety analyses can be carried out based on Multiphysics and Multiscales modelling. This Best Effort approach would give a full and accurate (High Fidelity) comprehension of the reactor core under standard and accidental situations. In this approach, the physical phenomena are simulated as accurately as possible (according to present knowledge) by coupled models in the most efficient way. For example, codes exists that are accurate modellings of Neutronics, or modellings of thermal fluid mechanics inside the core, or modellings of thermal fluid mechanics over the whole system, or modellings of thermal mechanics of the fuel pin or over the whole device structure. A Best Estimate approach would couple these models in order to realize a global and accurate modelling of the Nuclear reactor. This approach requires to define well the models that are used in order to exactly specify their limits, and hence, specify uncertainties of the coupled model results in order to assume and optimize them.It is in this context that this PhD thesis work is being under taken. It consists in the development of a Multi-physics and multi-scale Best Estimate modelling in order to obtain an accurate analysis of Pressurized Water Reactor under standard and accidental operating situations. It mainly involves the understanding of each model and their interactions, followed by the implementation of multiphysics algorithms coupling Neutronics and Thermohydraulics at reactor scale to an accurate Thermomechanics at the elementary scale of the fuel pin. In addition, a work project has been carried out in order to prepare or improve the access to the local physical informations that are needed for the implementation of multiscale coupling scheme, at the elementary scale of the fuel pin.

Nuclear power is a foundational part of our electrical grid in the present and through our transition towards more sustainable and renewable alternatives. However, given the serious consequences of reckless and/or dangerous operation of nuclear power plants, they are subject to strict regulation and supervision by the Swedish radiation protection authority (SSM) and other regulating bodies (e.g. IAEA). In order to prove that a nuclear power plant is operating in a safe and accident preventative manner, the “Safety Analysis Report” (SAR) is created and submitted. The SAR categorizes and ranks all possible incidents and operation affecting events in terms of risk and available countermeasures to ensure that the radioactive release from the power plant and impact on a third party from any event is at acceptable levels. This projects limits its analysis to flooding of the reactor building or “internal flooding events” as described in the SAR. To determine the affected areas and impacted systems of any flooding event, deterministic safety analyses (DSA) are employed. The goal of this project is to develop a comprehensive thermohydraulic model of the Forsmark 2 reactor building and evaluate its performance with respect to the previously used MATLAB model. The model  should allow for a detailed nodalisation of the reactor building as well as realistic modelling of structural components such as doors, hatches, stairwells and drainage systems. The resulting thermohydraulic model  can be used to evaluate different flooding incidents dynamically and follow the spread of water and/or steam throughout the reactor building. Furthermore, the resulting pressure changes and heat generation in the reactor building can also be evaluated. The model allows for the possibility to couple the thermohydraulic reactor building model with the existing power plant systems model to holistically evaluate the power plant response to flooding related incidents. / Kärnkraft är en grundläggande del av vårt elnät i nuläget och under vår övergång mot mer hållbara och förnybara alternativ. Men med tanke på de allvarliga konsekvenserna av vårdslös och/eller farlig drift av kärnkraftverk, är de föremål för strikt reglering och tillsyn av Strålsäkerhetsmyndigheten (SSM) och andra reglerande organ (t.ex. IAEA). För att bevisa att ett kärnkraftverk drivs på ett säkert och olycksförebyggande sätt, upprättas och inlämnas "Strålsäkerhetsanalysrapport" (SAR). SAR kategoriserar och rangordnar alla möjliga incidenter och händelser som påverkar driften i termer av risk och tillgängliga motåtgärder för att säkerställa att radioaktiva utsläpp från kraftverket och påverkan på tredje person från någon händelse är på acceptabla nivåer. Detta projekt begränsar sin analys till översvämning av reaktorbyggnaden eller "interna översvämningshändelser" enligt beskrivningen i SAR. För att fastställa de påverkade områdena och drabbade systemen vid en översvämningshändelse, används deterministiska säkerhetsanalyser (DSA). Målet med detta projekt är att utveckla en omfattande termohydraulisk modell av Forsmark 2 reaktorbyggnad och utvärdera dess prestanda i förhållande till den tidigare använda MATLAB-modellen. Modellen ska möjliggöra en detaljerad nodalisering av reaktorbyggnaden samt realistisk modellering av strukturella komponenter som dörrar, luckor, trapphus och dräneringssystem. Den resulterande termohydrauliska modellen kan användas för att dynamiskt utvärdera olika översvämningsincidenter och följa spridningen av vatten och/eller ånga genom reaktorbyggnaden. Dessutom kan de resulterande tryckförändringarna och värmegenereringen i reaktorbyggnaden också utvärderas. Modellen möjliggör koppling av den termohydrauliska reaktorbyggnadsmodellen med den befintliga kraftverkssystemmodellen för att holistiskt utvärdera kraftverkets respons på översvämningsrelaterade händelser.

Cette étude concerne la caractérisation des écoulements diphasiques bouillants convectifs à haute pression rencontrés dans les réacteurs à eau sous pression (REP). La simulation de ces écoulements est aujourd'hui identifiée comme une voie possible d'amélioration pouvant conduire à la compréhension des mécanismes physiques menant à la crise d'ébullition en réacteur. La première partie de ce travail présente un modèle bi-dimensionnel quasi-établi capable de prédire de façon indépendante les profils de température et de vitesse dans un écoulement diphasique. Le découplage des équations implique de disposer de paramètres d'entrée (taux de vide, vitesse). Ce modèle est basé sur une approche de type modèle de mélange et sur la fermeture des termes de transport turbulent avec le concept de viscosité turbulente. La seconde partie généralise le modèle au cas bi-dimensionnel non-établi en proposant un outil qui résout de façon couplée toutes les équations de bilan et qui est basé sur l'utilisation d'un modèle original de type modèle homogène local avec relaxation thermodynamique. Une confrontation des résultats du modèle à des résultats expérimentaux fournis par la banque de données DEBORA a révélé que notre approche semblait suffisante pour rendre compte d'une bonne partie des données expérimentales en conditions REP. Mais néanmoins qu'elle présentait quelques limites dans des conditions poches du flux critique. Ce travail a permis de mettre en évidence les paramètres sensibles du modèle qui sont aujourd'hui bien identifiés à savoir les mécanismes de transport turbulent d'énergie et le choix du temps de relaxation. / This study is a contribution to the modelling of multidimentional high pressure boiling flows relative to PWR. Numerical simulation of such two-phase flows is considered to be an interesting way for the DNB understanding. The first part of this study exposes a two-dimentional steady state twophase flows model abble to predict velocity and temperature profiles in tube. The mixture balanced equations are used with the eddy diffusivity concept to close the turbulent transport terms. The second part is devoted to the development of the model in the general two dimentional case. Contrary to the steady state model, this model is indenpendant of experimental data and implies the use of an original local homogeneous relaxation modèle (HRM). The results obtained from the comparison with the data bank DEBORA reveals that in a mixture approch two submodel are sufficients to obtain a physial good description of turbulent boiling flows. Some limitations appear at conditions close to DNB conditions. The turbulent closures and the relaxation time in the HRM model have been clearly identified as the most important and sensitive parameters in the model.

Die vorliegende Dissertationsschrift beinhaltet die Ergebnisse der Untersuchung von loka-len und globalen Prozessen der Wärmeübertragung beim unterkühlten Strömungssieden. Sie ist an der Schnittstelle zwischen Reaktorsicherheitsforschung und der experimentellen Thermofluiddynamik für Phasenübergänge einzuordnen. In technischen Anwendungen zur effizienten Übertragung großer Wärmemengen spielt der Prozess des Siedens eine wichtige Rolle. Dieser Vorgang bewirkt einen starken Anstieg des Wärmetransportes von der beizten Wand an das Fluid bei vergleichsweise geringem Anstieg der Wandtemperatur. Der maximal übertragbare Wärmestrom beim Sieden wird begrenzt durch die sogenannte kritische Wärmestromdichte, deren Überschreitung zum thermomechanischen Versagen der beheizten Komponente führen kann. Aufgrund der Komplexität dieser Prozesse ist es trotz intensiver Arbeiten in den letzten Jahrzehnten noch nicht gelungen, diese Vorgänge detailliert zu modellieren. Eine Weiter-entwicklung der Modelle zur realistischen Beschreibung des unterkühlten Strömungssie-dens erfordert neuartige Untersuchungen, welche eine genaue Klassifizierung der partiellen Wärmeübergänge des Blasensiedens ermöglichen. Die Analyse partieller Wärmetransportgrößen beim unterkühlten Strömungssieden sowie der Einfluss variierender thermohydraulischer Randbedingungen ist Schwerpunkt dieser Arbeit. In der entwickelten Versuchsanlage erfolgt die Erfassung der Siedevorgänge bei Strömungsgeschwindigkeiten von 0,1 – 2 m/s und Eintrittstemperaturen von 60 - 98 °C. Mit Hilfe empfindlicher Temperaturmessungen in einem elektrisch beheizten Kapillarrohr innerhalb des Strömungskanals werden die globalen Vorgänge beim Übergang von Kon-vektion zum Sieden erfasst. Durch eine modellbasierte Bestimmung der Oberflächentem-peratur lassen sich Phänomene nachweisen, welche bisher weitestgehend unbeachtet ge-blieben sind. Die transparente Versuchsstrecke ermöglicht eine Erfassung der lokalen Sie-devorgänge mit optisch und zeitlich hochauflösenden Messverfahren. Durch die Entwick-lung neuer Algorithmen der digitalen Bildverarbeitung wurde eine umfangreiche, kenngrö-ßenorientierte Auswertung der in großem Umfang entstandenen Datenmengen realisiert. Der Einsatz transparenter und elektrisch leitfähiger Beschichtungen ermöglicht die mikro-skopische Erfassung des Blasenwachstums in weiten thermohydraulischen Parameterberei-chen. Mit erweiterten Bildverarbeitungsalgorithmen erfolgt die detaillierte und dynamische Bewertung des Blasenwachstumsverhaltens. Die statistische Auswertung der Verläufe er-möglicht die Ableitung eines Blasenwachstumsmodells für unterkühltes Strömungssieden. In einer weiteren Versuchsanordnung werden die lokalen Wärmetransportvorgänge bei der Ablösung quasistatisch gewachsener Blasen mit Hilfe der Infrarot-Thermographie be-stimmt. Dadurch können erstmalig die aus der lokalen Abkühlung der beheizten Oberfläche durch Blasenablösung resultierenden Wärmeströme unter Vernachlässigung der Bla-senbildung experimentell quantifiziert werden. Weiterhin können die bisher theoretisch beschriebenen Driftströmungen beim Aufstieg der Blase experimentell nachgewiesen wer-den. Die ermittelten Größen und Zusammenhänge tragen zur Weiterentwicklung und zum Abbau von Unsicherheiten bei der Modellierung von Wärmetransportvorgängen beim unterkühlten Strömungssieden bei.