Computational fluid dynamics (CFD) is known as a branch of fluid mechanics that uses numerical methods and algorithms to solve and analyze problems related to flow fields in many industries including the phenomena occurring in the reactor coolant system. The purpose of this study is to conduct the CFD simulation for the test rod bundle, set up the CFD simulation procedure for the specific analysis of the complex flow field within the fuel assembly and review its application for the core thermal-hydraulic design and new fuel assembly development. The CFD verification for the rod bundle test was performed using FLUENT 14.5 in single-phase flow condition. First, the CFD simulation for the 4x4 rod bundle test with a spacer grid in the middle location showed a good agreement within 5% except for the corner subchannel compared with the experimental data. At this time, the mesh for the CFD simulation was generated by T-grid (fluent meshing) and $y^+$ was within 5. Mesh independent and turbulence model tests were conducted at each run case and the solver used SIMPLE algorithm. Also, the standard k-omega turbulence model showed the best agreement to the experiment value. Next, the CFD simulation for 5x5 rod bundle of the thermal mixing flow test was carried out based on the this procedure. The configuration of this test consists of seven mixing vane spacer grids. The measurement temperature profile for each subchannel at the end of heated length was a similar tendency to that of CFD simulation and the maximum temperature deviation overestimated about 5 K (Measurement average temperature : 495 K). Therefore, CFD simulation showed a good agreement compared with the experiment data. At this time, k-epsilon turbulence model was used because the deviations with the experimental data were smaller than the result by k-omega model. The results by CFD simulation for 5x5 rod bundle of thermal mixing flow test were compared with those by the subchannel analysis code at the end of heated length and the maximum temperature deviation was about 1K. But, the temperature and velocity profiles showed a different tendency on axial length. This reason is judged that CFD simulation method can realistically analyze the complicated flow fluid within the fuel rod bundle and with smaller unit cell (channel) be associated with the gradient of variable. This CFD simulation method will helpful in improve the understanding for the complex flow field in fuel assembly and predict the local properties accurately and in detail.
단산 유동 조건하에서 서로 다른 형상과 운전 조건을 가진 두 개의 핵연료 봉 다발 시험부에 대해 Fluent 14.5 버전을 사용하여 CFD 검증을 수행하고, 이로부터 CFD 검증 절차 및 방법을 확립하였다. 이러한 결과는 원자로 노심을 설계하는데 사용되는 부수로 해석 코드의 결과와 비교하여 CFD 활용 방안을 강구하였다.
첫 번째 시험부는 중간에 단순 지지격자 하나가 장착된 열원이 없는 길이 1.4 m인 4x4 핵연료 봉 다발이며, 출구 영역에서 속도를 측정하였다. CFD 검증을 위해 T-grid (fluent meshing) 방법으로 격자를 생산하였으며, 이때 벽 근처의 유동이 laminar flow가 되도록 5 이하의 $y^+$를 확인하였다. 결과에 영향을 미치지 않는 적절한 격자 수를 결정하고 해의 정확도를 향상시키기 위해 난류 모델 민감도 평가를 통해 k-omega모델을 선택하였다. 이러한 CFD 해석 결과는 코너 부수로를 제외하고 실험 결과와 비교하여 5% 이내임을 확인하였다.
두 번째 시험부는 3 m의 유효 가열길이내에 7개의 혼합날개 지지격자가 균등하게 장착된 길이 5.4 m 인 5x5 핵연료 봉 다발이며, 비균일 반경방향 및 균일 축방향 출력분포를 가진다. 이 시험부는 유효 가열길이 출구 영역에서 36개의 부수로에 대한 온도를 측정하였다. 이에 대한 CFD 검증은 첫 번째 시험부를 대상으로 수행했던 CFD 검증 방법 및 절차를 인용하였으며, k-epsilon 난류 모델을 사용하였다. 시험부의 각 부수로 중앙에서 측정한 온도 분포와 CFD 해석 결과는 주변 부수로를 제외하고 최대 0.4 % 및 평균 0.03 % 차이를 보였으며 주변 부수로를 포함한 최대 편차는 1.2% 및 0.02%였다.
두 번째 시험부에 대한 CFD 검증 결과는 측정 위치에서의 결과뿐만 아니라 혼합날개 지지격자가 장착된 전체 축방향 길이에서도 부수로 해석 코드 결과와 비교되었다. 측정 위치에서는 거의 동일한 결과를 보여주었으나, 축방향 길이에 따른 온도, 속도, 난류에너지에 대한 분포는 상이한 결과를 나타내었다.
이러한 CFD 해석 방법은 핵연료 집합체 내 복잡한 유동장을 보다 정확하게 이해할 수 있으며, 원하는 위치에서 상세한 국부 물성치 등을 확인할 수 있다. 따라서, 연료 개발 및 임계열속시험 등에 대한 scoping test를 CFD 해석 방법으로 대체하여 시간 및 경제적으로 절감할 수 있으며 폭넓은 자료를 확보할 수 있을 것으로 사료된다.