Analysis of Anisotropic Turbulent Heat Transfer in Nuclear Fuel Bundles

핵연료 집합체내의 비등방성 난류 열전달에 관한 해석적 연구

The prediction of clad surface temperatures is important to the design and the safety anlaysis of nuclear reactor. The accurate prediction requires the detailed knowledge of the flow structure and heat transfer, which is complicate due to anisotropic turbulent phenomena. A two-equation model including anisotropic eddy viscosity model is applied to forecast the velocity distribution. And the temperature field is calculated with uniform wall heat flux. The Galerkin's weighted residual finite element method has been used to calculate the turbulent quantities right up to the wall. The numerical results show good agreement with available data and that turbulence anisotropy strongly affects on the mean flow and thus the temperature field. And Nu-P/D correlation is established for sodium coolant in close-packed equilateral triangular bundle in the P/D range of 1.05 to 1.30.

원자로의 설계나 안전성 분석을 위해서는 핵연료 집합체 내의 유동 구조와 열전달에 대한 지식이 매우 중요하다. 따라서 핵연료 집합체 내의 유체 온도 분포를 정확히 계산하기 위해서는 냉각재 유로 내에서의 속도분포를 정확히 알아야 하는데 이것은 복잡한 난류 현상 때문에 예측하기가 매우 어렵다. 본 연구는 비등방성을 고려한 2-방정식 모형을 사용하여 속도분포를 구하고 핵연료 표면에서의 균일열속을 가정하므로써 유로내에서의 속도 분포를 예측하였다. 수치해는 Galerkin유한 요소법에 의해 핵연료봉 표면까지 구하여졌다. 수치 결과는 알려진 실험치 및 계산치와 비교되어 잘 일치하고 있고, 또한 난류 비등방성이 유로 내의 평균속도와 온도분포에 영향을 미치고 있음을 보았다. 그리고 조밀한 삼각 배열 핵연료 집합체(P/D=1.05-1.3) 내에서 나트륨 냉각재를 사용한 경우의 Nu-P/D관계식을 수립하였다.