Numerical Determination of Lateral Loss Coefficients for Subchannel Analysis in Nuclear Fuel Bundles

핵 연료집합체 부수로 해석을 위한 횡 방향 압력손실계수의 수치적 결정

In accurate prediction of cross-flow based on detailed knowledge of the velocity field in subchannels of a nuclear fuel assembly is of importance in nuclear fuel performance analysis. In this study, the low-Reynolds number k-$\varepsilon$ turbulence model has been adopted in too adjacent subchannels with cross-flow. The secondary flow is accurately estimated by the anisotropic algebraic Reynolds stress model. This model was numerically calculated by the finite element method and has been verified successfully through comparison with existing experimental data. Finally, with the numerical analysis of the velocity Held in such subchannel domain, an analytical correlation of the lateral loss coefficient is obtained to predict the cross-flow rate in subchannel analysis codes. The correlation is expressed as a function of the ratio of the lateral How velocity to the donor subchannel axial velocity, recipient channel Reynolds number and pitch-to-diameter.

핵연료집합체 부수로 유동장에 대한 상세한 정보에 기초해 교차류를 정확히 예측하는 것은 핵연료의 성능을 해석하는데 중요한 요소이다. 본 연구에서는 저-Reynolds 수 k-$\varepsilon$ 난류모형을 채택하여 인접한 두 부수로 사이에 발생하는 교차류를 해석하였다 또한, 2차유동을 정확히 모사하기 위해서 비등방성 대수응력모형을 사용하였다. 이상의 난류 모형은 유한요소법을 통해 해석되었으며 가용한 실험자료와 비교하여 검증하였다. 그리고, 부수로 유동장에 대한 수치해석 결과를 이용하여 횡방향 합력손실계수의 상관식을 구성하였다. 상관식은 교차류를 제공하는 부수로의 축방향 속도에 대한 교차류의 속도비, 제공받는 부수로의 Reynolds 수 그리고 Pitch-to-diameter의 함수로 구성되었다.