ANALISI TERMOFLUIDODINAMICA DEI FLUSSI DI RAFFREDDAMENTO DI COMBUSTIBILI NUCLEARI

The present thesis focuses on a Computational Fluid Dynamics (CFD) simulation of the coolant flow and heat transfer phenomena within the fuel assemblies of nuclear power plants. The primary aim of this work is to evaluate the thermal and hydraulic behavior of the coolant and the associated solid materials under steady-state operating conditions. Firstly, the study explores the fundamental mechanisms of nuclear power generation, with a specific focus on the thermal-hydraulic interaction between the liquid water coolant and the uranium dioxide fuel rods. Moreover, the theoretical and mathematical framework governing fluid dynamics and conjugate heat transfer that describe the physics of the system is considered and analysed. Secondly, the practical aspects of the numerical simulation are detailed. This includes the generation process of a computational grid using the Fidelity Pointwise software, followed by the description of the operational parameters and boundary conditions implemented in the ANSYS Fluent solver. The computational setup uses advanced turbulence modeling to capture boundary layer phenomena. Furthermore, the numerical results obtained from the CFD software are analyzed and validated against reference data from the background papers. Finally, based on the achieved results, conclusions are drawn regarding the thermal-hydraulic performance of the system, alongside critical considerations regarding the merits, accuracy, and limitations of the applied computational methods.

Il presente lavoro di tesi verte sullo studio, mediante simulazioni fluidodinamiche (CFD), del flusso refrigerante e dei fenomeni di scambio termico all'interno degli elementi di combustibile degli impianti nucleari. L'obiettivo principale è valutare il comportamento termoidraulico del refrigerante e dei relativi materiali solidi in condizioni operative stazionarie. Nella prima parte, lo studio esplora i meccanismi fondamentali della produzione di energia nucleare, con particolare attenzione all'interazione termoidraulica tra l'acqua in fase liquida, impiegata come refrigerante, e le barre di combustibile in diossido di uranio. Inoltre, viene analizzato il quadro teorico e matematico che governa la fluidodinamica e lo scambio termico coniugato, fondamentale per descrivere adeguatamente la fisica del sistema. Successivamente, vengono illustrati in dettaglio gli aspetti pratici della simulazione numerica. Tale fase comprende il processo di generazione della griglia di calcolo mediante il software Fidelity Pointwise, seguito dalla definizione dei parametri operativi e delle condizioni al contorno implementate nel solutore ANSYS Fluent. Il processo computazionale si fonda su modelli di turbolenza avanzati per risolvere accuratamente i fenomeni dello strato limite. I risultati numerici ottenuti dal codice CFD vengono poi analizzati e validati mediante il confronto con i dati di riferimento presenti in letteratura. Infine, sulla base dei risultati conseguiti, vengono formulate le conclusioni relative alle prestazioni termoidrauliche del sistema, accompagnate da un'analisi critica riguardante i vantaggi, l'accuratezza e i limiti dei metodi computazionali adottati. ​