Single-phase CFD calculations are already widely applied in nuclear industry for the thermal-hydraulic design optimization of fuel assemblies (FA). In contrast, two-phase CFD-applications are still in the state of development. The work presented in this thesis shows contributions towards the detailed two-phase modeling of boiling flows under swirl conditions in sub-channel geometries of pressurized water reactors (PWR) FAs, including a realistic description of the critical heat flux (CHF)-phenomena and identification of two-phase indicators characterizing CHF-phenomena. The numerical simulations were conducted with a 3-D CFD code (STAR CD) for various types of swirl generating components in FA. New insights regarding local void distribution in sub-channels under swirl conditions were obtained, which are relevant for CHF (“bubble pockets”). Furthermore, an enhanced wall partitioning model provides a more realistic description of the steep increase of the rod temperature due to CHF. Presented validation studies showed good agreement with the available experiments under PWR conditions for the radial void distributions at non-CHF conditions as well as for the CHF prediction. The results performed in this thesis show the incentives and chances of two-phase CFD applications for the development of thermal-hydraulically optimized PWR spacer grids with regard to heat transfer and improvement to the CHF behaviour. / Einphasige CFD Analysen stellen für typische thermohydraulische Fragestellungen aus dem Kernkraftwerksbereich bereits jetzt ein wichtiges Werkzeug für die Brennelement (BE)¬Auslegung dar. Die zweiphasige CFD-Modellierung befindet sich dagegen in der Entwicklungsphase. Die in dieser Dissertation präsentierten Arbeiten zeigen Fortschritte für die detaillierte zweiphasige Modellierung drallbehafteter Strömungen im Unterkanal eines BEs des Druckwasserreaktors (DWR) einschließlich der realistischen Beschreibung des kritischen Wärmestroms (CHF) sowie die Bestimmung zweiphasiger Indikatoren, welche das Auftreten von CHF-Phänomen beschreiben. Verschiedene drallerzeugende Komponenten im BE wurden mit dem 3-D CFD-Code STAR-CD modelliert. Es wurden neue Erkenntnisse zur lokalen Blasenverteilung in Unterkanälen unter Drallbedingungen gewonnen, die für CHF relevant sind (“bubble pockets”). Durch eine Modifikation des Wärmeübergangsmodells (heat partitioning model) wird der starke Anstieg der Stabtemperatur infolge CHF realistischer beschrieben. Die durchgeführten Validierungen zeigen eine gute Übereinstimmung mit verfügbaren Experimenten unter DWR-Bedingungen für die radialen Blasenverteilungen und für die Bestimmung von CHF. Die vorliegenden Ergebnisse dieser Dissertation verdeutlichen den Nutzen und die Möglichkeiten von zweiphasigen CFD-Anwendungen für die Entwicklung und die thermohydraulische Optimierung von DWR-Abstandshaltern bezüglich des Wärmeübergangs und der Verbesserung des CHF-Verhaltens. / Модели однофазовой среды в вычислительной гидродинамике (англ. CFD) являются уже сейчас важным инструментом для решения типичных термогидравлических задач в ядерной энергетике, например, при конструировании тепловыделяющих сборок (ТВС). Двухфазовое моделирование, в сравнении с однофазовым, находится на сегодняшний момент в стадии развития. Данная диссертация связана с совершенствованием двухфазовой модели в направлении улучшения детализации вихревого течения внутри ячейки ТВС в условиях работы двухконтурного ядерного реактора (тип PWR). Также в работе показана возможность более реалистичного описания феномена кризиса теплоотдачи и определения двухфазовых индикаторов, характеризующих критический тепловой поток (англ. CHF). Комплекс расчетов выполнен для различных интенсификаторов теплоотдачи, размещенных на дистанционирующих решетках TBC. Расчеты производились с помощью программного обеспечения STAR-CD, позволяющего моделировать трехмерные гидродинамические системы. Полученные новые данные о локальном распределении пузырьков в ячейках с вихревым течением дали важную информацию для идентификации критического теплового потока. Усовершенствование модели теплоотдачи на поверхности тепловыделяющего элемента (ТВЭЛ) позволило более реалистично описать резкое повышение температуры на поверхности ТВЭЛа при достижении критических условий. Полученные результаты численного моделирования для радиальных распределений пузырьков при нормальных условиях работы PWR и также для определения критического теплового потока показали хорошее совпадение с известными экспериментальными данными. Представленные в диссертации результаты показывают возможности применения двухфазовых CFD-расчётов для разработки и термогидравлической оптимизации дистанционирующих решеток с целью улучшения теплообмена и характеристик критического теплового потока в двухконтурном ядерном реакторе типа PWR.

Single-phase CFD calculations are already widely applied in nuclear industry for the thermal-hydraulic design optimization of fuel assemblies (FA). In contrast, two-phase CFD-applications are still in the state of development. The work presented in this thesis shows contributions towards the detailed two-phase modeling of boiling flows under swirl conditions in sub-channel geometries of pressurized water reactors (PWR) FAs, including a realistic description of the critical heat flux (CHF)-phenomena and identification of two-phase indicators characterizing CHF-phenomena. The numerical simulations were conducted with a 3-D CFD code (STAR CD) for various types of swirl generating components in FA. New insights regarding local void distribution in sub-channels under swirl conditions were obtained, which are relevant for CHF (“bubble pockets”). Furthermore, an enhanced wall partitioning model provides a more realistic description of the steep increase of the rod temperature due to CHF. Presented validation studies showed good agreement with the available experiments under PWR conditions for the radial void distributions at non-CHF conditions as well as for the CHF prediction. The results performed in this thesis show the incentives and chances of two-phase CFD applications for the development of thermal-hydraulically optimized PWR spacer grids with regard to heat transfer and improvement to the CHF behaviour. / Einphasige CFD Analysen stellen für typische thermohydraulische Fragestellungen aus dem Kernkraftwerksbereich bereits jetzt ein wichtiges Werkzeug für die Brennelement (BE)¬Auslegung dar. Die zweiphasige CFD-Modellierung befindet sich dagegen in der Entwicklungsphase. Die in dieser Dissertation präsentierten Arbeiten zeigen Fortschritte für die detaillierte zweiphasige Modellierung drallbehafteter Strömungen im Unterkanal eines BEs des Druckwasserreaktors (DWR) einschließlich der realistischen Beschreibung des kritischen Wärmestroms (CHF) sowie die Bestimmung zweiphasiger Indikatoren, welche das Auftreten von CHF-Phänomen beschreiben. Verschiedene drallerzeugende Komponenten im BE wurden mit dem 3-D CFD-Code STAR-CD modelliert. Es wurden neue Erkenntnisse zur lokalen Blasenverteilung in Unterkanälen unter Drallbedingungen gewonnen, die für CHF relevant sind (“bubble pockets”). Durch eine Modifikation des Wärmeübergangsmodells (heat partitioning model) wird der starke Anstieg der Stabtemperatur infolge CHF realistischer beschrieben. Die durchgeführten Validierungen zeigen eine gute Übereinstimmung mit verfügbaren Experimenten unter DWR-Bedingungen für die radialen Blasenverteilungen und für die Bestimmung von CHF. Die vorliegenden Ergebnisse dieser Dissertation verdeutlichen den Nutzen und die Möglichkeiten von zweiphasigen CFD-Anwendungen für die Entwicklung und die thermohydraulische Optimierung von DWR-Abstandshaltern bezüglich des Wärmeübergangs und der Verbesserung des CHF-Verhaltens. / Модели однофазовой среды в вычислительной гидродинамике (англ. CFD) являются уже сейчас важным инструментом для решения типичных термогидравлических задач в ядерной энергетике, например, при конструировании тепловыделяющих сборок (ТВС). Двухфазовое моделирование, в сравнении с однофазовым, находится на сегодняшний момент в стадии развития. Данная диссертация связана с совершенствованием двухфазовой модели в направлении улучшения детализации вихревого течения внутри ячейки ТВС в условиях работы двухконтурного ядерного реактора (тип PWR). Также в работе показана возможность более реалистичного описания феномена кризиса теплоотдачи и определения двухфазовых индикаторов, характеризующих критический тепловой поток (англ. CHF). Комплекс расчетов выполнен для различных интенсификаторов теплоотдачи, размещенных на дистанционирующих решетках TBC. Расчеты производились с помощью программного обеспечения STAR-CD, позволяющего моделировать трехмерные гидродинамические системы. Полученные новые данные о локальном распределении пузырьков в ячейках с вихревым течением дали важную информацию для идентификации критического теплового потока. Усовершенствование модели теплоотдачи на поверхности тепловыделяющего элемента (ТВЭЛ) позволило более реалистично описать резкое повышение температуры на поверхности ТВЭЛа при достижении критических условий. Полученные результаты численного моделирования для радиальных распределений пузырьков при нормальных условиях работы PWR и также для определения критического теплового потока показали хорошее совпадение с известными экспериментальными данными. Представленные в диссертации результаты показывают возможности применения двухфазовых CFD-расчётов для разработки и термогидравлической оптимизации дистанционирующих решеток с целью улучшения теплообмена и характеристик критического теплового потока в двухконтурном ядерном реакторе типа PWR.