Methodology for spent fuel dry cask thermal-hydraulics analysis for long term storage

Benavides Rodríguez, Julio (2021). Methodology for spent fuel dry cask thermal-hydraulics analysis for long term storage. Thesis (Doctoral), E.T.S.I. Industriales (UPM). https://doi.org/10.20868/UPM.thesis.66420.

Description

Title: Methodology for spent fuel dry cask thermal-hydraulics analysis for long term storage
Author/s:
  • Benavides Rodríguez, Julio
Contributor/s:
  • Jiménez Varas, Gonzalo
Item Type: Thesis (Doctoral)
Date: 2021
Subjects:
Faculty: E.T.S.I. Industriales (UPM)
Department: Ingeniería Energética
Creative Commons Licenses: Recognition - No derivative works - Non commercial

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Abstract

One of the largest challenges facing the nuclear industry is with the management of nuclear spent fuel. As the available space in the nuclear spent pools is shrinking, nuclear power plants have needed a temporal solution to storage the nuclear spent fuel before a more definitive or a country centralized solution is coming. This necessity has been met by using nuclear dry casks. This technology has been used for a long time but with the increase in burnout in the fuel and in the casks lifetime due to lack of progress in constructing central storage facilities has meant that more knowledge is needed regarding the behavior of the fuel during this part of its cycle. In this sense, one of the key parameters is the Peak Cladding Temperature (PCT), which should not surpass 400 °C (USNRC, 2003). At that temperature, the hydrides dissolved in the clad can change their orientation and could cause embrittlement in the clads that could lead to rod failure. In order to ensure that this temperature limit is not surpass, simulations are needed to verify it. These simulations can be done with Finite Elements (FE) codes such as Ansys Mechanical and with sub-channel codes such as COBRA SFS, but the most common way to simulate the dry cask thermal behavior is through Computational Fluid Dynamics (CFD) codes like Ansys Fluent, STAR-CCM+, CFX or OpenFoam, among others. The main objective of this thesis is to create and validate a methodology that allows a CFD user to simulate a nuclear dry cask with enough accuracy and precision at a competitive computational cost. In order to do this, two different dry cask experiments were fully simulated. The first one was conducted by EPRI (The Electric Power Research Institute) in the 1980s using a real dry cask (called TN24P) and nuclear spent fuel. This first TN24P experiment served as the basis for the methodology, since the temperature distribution measured in the inner parts of the cask has allowed us to correctly develop the methodology. The simulations showed great accuracy and precision, with simulations agreeing with the experimental results, both on the outside and inside of the cask. Besides validating the results, different studies were performed to ensure that the CFD part of the methodology was done correctly, these included mesh independence studies using the Grid Convergence Index method, and turbulent modelling studies. Finally, another study was done to evaluate whether the gaps between the canister and basket had an impact on the thermal performance of the canister. This study showed that the size of these gaps was crucial, and they did have a large impact. The second experiment used was performed by Sandia National Labs (SNL), and it consisted of a single dummy fuel assembly with electrical resistance to simulate the heat output of a real fuel assembly, in this case the fuel assembly was a BWR. The experiments were conducted at different pressures and heat outputs, which meant that the methodology could be tested at very different combinations of pressure and fuel power. This second experiment was used to test different ways to model the fuel assemblies including using porous media regions to test whether they were required to obtain good agreement to the experimental results. The way that CFD codes model porous media meant that the potential benefits of modelling these regions with porous media were outweighed by the negative effects they provided. In the next part of the thesis, the methodology was taken beyond a single cask. The first of these works included simulating the drainage and drying process of the fuel cask. These processes showed that although possible to simulate these steps, the computing time was extremely high meaning that many simplifications were required, and that further improvements may be required, either through a leap in computer capabilities, better simplifications or both. The next study was checking whether a group of casks would impact the thermal performance to one another since casks are placed in storage facility near one another. Several configurations of 12 cask were tested, in all cases a single cask had better performance. The different configurations showed different levels of thermal impact, with some casks showing a significant increase in temperatures. In the final part of the thesis the problem of the gap was tackle by coupling the results from the CFD code to a mechanical analysis, in this case ABAQUS. By coupling the results, the mechanical code could show thermal expansion of the different components shedding light to the behavior of the gaps. This study also was also used to see the thermal stress of the different components of the cask. As a conclusion, the dry cask thermal methodology created was validated against different experimental tests and applied to several engineering realistic problems, showing its efficiency by combining precision with competitive computational cost. ----------RESUMEN---------- Uno de los retos a los que se enfrenta la industria nuclear es la gestión del combustible gastado, ya que el espacio disponible en las piscinas de combustible nuclear gastado desapareciéndose va reduciendo. Esta limitación en el espacio disponible ha supuesto que las plantas nucleares necesiten una solución temporal para almacenar el combustible gastado. Esta necesidad ha sido solucionada gracias al uso de contenedores de combustible nuclear gastado. Esta tecnología, aunque no es nueva, ha requerido aumentar los conocimientos de la respuesta del combustible gastado durante esta etapa de su ciclo debido al aumento del tiempo de operación de los contenedores. En este sentido uno de los parámetros críticos es la temperatura máxima de varilla (PCT según sus siglas en inglés), la cual no debería superar los 400 °C (USNRC, 2003), temperatura a la cual los hidruros disueltos en la vaina cambian de orientación, lo cual puede causar fragilidad en las vainas y la rotura de las mismas. Para asegurar que este límite no es superado se necesita de simulaciones que corroboren que el comportamiento térmico del combustible es el adecuado. Estas simulaciones pueden llevarse a cabo con códigos de elementos finitos como Ansys Mechanical, con códigos de sub-canal como COBRA SFS o, la opción más común, mediante simulaciones de fluidos computacionales (CFD en sus siglas en inglés) con códigos como Ansys Fluent, STAR-CCM+ o OpenFoam entre otros. El principal objetivo de esta tesis es crear y validar una metodología que permita a un usuario de CFD simular un contenedor de combustible nuclear gastado con precisión, exactitud y un coste computacional razonable. Para poder hacer esto, dos experimentos han sido simulados en detalle. El primero fue realizado por EPRI (The Electric Power Research Institute) en los años 80. El experimento hizo uso un contenedor de combustible con combustible nuclear gastado. Este experimento ha servido como la base de la metodología; gracias a los perfiles térmicos que se obtuvieron en el interior del contenedor los cuales permitieron el desarrollo correcto de gran parte de la metodología. Además de validar los resultados obtenidos también se llevaron a cabo una serie de estudios que permiten tener más fiabilidad en los resultados, como estudios de independencia de malla mediante el método de Grid Convergence Index y estudios de turbulencia. Otro de los estudios que se llevaron a cabo fue el estudio del tamaño de los huelgos entre el bastidor y el cuerpo del contenedor y su impacto en la respuesta térmica del mismo. Este estudio demostró que el tamaño de los huelgos tiene un elevado impacto en la respuesta térmica. El segundo experimento fue realizado en los Laboratorios Nacionales de Sandia (EEUU), y consistió en un elemento combustible de tipo BWR construido con resistencias térmicas que permiten simular el calor residual de un elemento combustible real. Este experimento se realizó a diferentes presiones y potencias, lo cual permitió que la metodología fuese probada en diferentes condiciones. Este segundo experimento también se usó para probar distintas formas de modelar el combustible nuclear, por ejemplo, se probó a modelar las rejillas mediante medios porosos, y así comprobar si modelar estas regiones es necesario de cara a obtener resultados equivalentes a los de las simulaciones. En los resultados con STAR-CCM+, la forma en la que los códigos CFD modelan los medios porosos implicó que los posibles beneficios obtenidos de simular medios porosos no eran totalmente justificables con los problemas que estos introducían. Las partes siguientes de la tesis buscan usar la metodología para casos de aplicación que van más allá de un contenedor en condiciones de almacenamiento estacionario. El primero de estos trabajos incluye la simulación de los procesos de secado y vaciado del contenedor. Estos procesos tan complejos requirieron muchas simplificaciones para mantener el coste computacional en unos niveles aceptables. A pesar de que se pudo simular parte de estos procesos los resultados demostraron que las simplificaciones tomadas no fueron las más adecuadas, por lo que, de cara a enfrentarse a este problema a futuro, se requeriría mejores simplificaciones y un salto en las capacidades computacionales. El siguiente estudio lidia con averiguar si al poner un contenedor en condiciones de almacenamiento real (es decir junto a otros contenedores), la eficiencia térmica empeora. Para ello se probaron cuatro distribuciones de 12 contenedores. En todos los casos la eficiencia térmica empeoró con respecto al caso de un único contenedor, obteniéndose mayores temperaturas. El estudio también encontró que el impacto no era igual en todos los contenedores y que era más pronunciado en unos que en otros. En la parte final de la tesis el problema de los huelgos se recupera, en este caso se usó los resultados obtenidos mediante CFD, y se acoplaron a un código de análisis mecánico, en este caso el código ABAQUS. Al acoplar los resultados se obtuvieron las dilataciones térmicas de los distintos componentes, lo cual permitió observar cómo evolucionarían los huelgos. A su vez también se pudo obtener los valores de las tensiones térmicas de los distintos componentes. Como conclusión, la metodología para el cálculo de contenedores gastados fue creada y validada contra varios experimentos y aplicada a una serie de problemas de ingeniería, mostrando su eficacia, tanto en los resultados como en los costes computacionales.

Funding Projects

TypeCodeAcronymLeaderTitle
Horizon 2020755576ENENplusEUROPEAN NUCLEAR EDUCATION NETWORK. BélgicaAttract, Retain and Develop New Nuclear Talents Beyond Academic Curricula

More information

Item ID: 66420
DC Identifier: https://oa.upm.es/66420/
OAI Identifier: oai:oa.upm.es:66420
DOI: 10.20868/UPM.thesis.66420
Deposited by: Archivo Digital UPM 2
Deposited on: 16 Mar 2021 12:39
Last Modified: 20 Sep 2021 22:30
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