Specifications for a coupled neutronics thermal-hydraulics SFR test case

Coupling neutronics/thermal-hydraulics calculations for the design of nuclear reactors is a growing trend in the scientific community. This approach allows to properly represent the mutual feedbacks between the neutronic distribution and the thermal-hydraulics properties of the materials composing the reactor, details which are often lost when separate analysis are performed. In this work, a test case for a generation IV sodium-cooled fast reactor (SFR), based on the ASTRID concept developed by CEA, is proposed. Two sub-assemblies (SA) characterized by different fuel enrichment and layout are considered. Specifications for the test case are provided including geometrical data, material compositions, thermo-physical properties and coupling scheme details. Serpent and ANSYS-CFX are used as reference in the description of suitable inputs for the performing of the benchmark, but the use of other code combinations for the purpose of validation of the results is encouraged. The expected outcome of the test case are the axial distribution of volumetric power generation term (q'''), density and temperature for the fuel, the cladding and the coolant

Numerical study of laminar magneto-convection in a differentially heated square duct

Magnetohydrodynamic pressure drops are one of the main issues for liquid metal blanket in fusion reactors. Minimize the fluid velocity at few millimeters per second is one strategy that can be employed to address the problem. For such low velocities, buoyant forces can effectively contribute to drive the flow and therefore must be considered in the blanket design. In order to do so, a CFD code able to represent magneto-convective phenomena is required. This work aims to gauge the capability of ANSYS© CFX-15 to solve such cases. The laminar flow in a differentially heated duct was selected as validation benchmark. A horizontal and uniform magnetic field was imposed over a square duct with a linear and constant temperature gradient perpendicular to the field. The fully developed flow was analyzed for Gr = 10^5 and Hartmann number (M) ranging from 10^2 to 10^3. Both insulating and conducting duct walls were considered. Strong dampening of the flow in the center of the duct was observed, whereas high velocity jets appeared close to the walls parallel to the magnetic field. The numerical results were validated against theoretical and numerical results founding an excellent agreement

Magnetohydrodynamic flow and heat transfer around a heated cylinder of arbitrary conductivity

The interaction of the liquid metal with the plasma confinement magnetic field constitutes a challenge for the design of fusion reactor blankets, due to the arise of MHD effects: increased pressure drops, heat transfer suppression, etc. To overcome these issues, a dielectric fluid can be employed as coolant for the breeding zone. A typical configuration involves pipes transverse to the liquid metal flow direction. This numerical study is conducted to assess the influence of pipe conductivity on the MHD flow and heat transfer. The CFD code ANSYS CFX was employed for this purpose. The fluid is assumed to be bounded by rectangular walls with non-uniform thickness and subject to a skewed magnetic field with the main component aligned with the cylinder axis. The simulations were restricted to Re = (20, 40) and M = (10, 50). Three different scenarios for the obstacle were considered: perfectly insulating, finite conductivity and perfectly conducting. The electrical conductivity was found to affect the channel pressure penalty due to the obstacle insertion only for M = 10 and just for the two limiting cases. A general increment of the heat transfer with M was found due to the tendency of the magnetic field to equalize the flow rate between the sub-channels individuated by the pipe. The best results were obtained with the insulating pipe, due to the reduced electromagnetic drag. The generation of counter-rotating vortices close to the lateral duct walls was observed for M=50 and perfectly conducting pipe as a result of the modified currents distribution

Three-dimensional MHD flow and heat transfer in a channel with internal obstacle

The magnetohydrodynamic flow and heat transfer of a liquid metal in a channel past a circular cylinder with walls of non-uniform conductivity were investigated. The applied magnetic field was transversal to the forced flow (x-direction) and coplanar with the obstacle, featuring non-null components in both the z- and y-directions. Moreover, the cylinder was displaced by the duct centreline toward the bottom wall and its surface was at uniform temperature, so that a ΔT was present between the obstacle and the fluid at the inlet. Non-uniform thickness for the duct-bounding walls is considered which leads to the promotion of jets close to the less-conductive surfaces. The flow features and heat transfer for this case were numerically investigated for different values of the Reynolds number (20 ≤ Re ≤ 80) and Hartmann number (0 ≤ Ha ≤ 100). Their effects on the flow features, pressure drop and heat transfer are analysed and discussed in detail in the present paper. The additional pressure drop introduced by the cylinder presence is found to be independent by Re and decreasing with Ha. Enhanced heat transfer is observed for an increasing Ha with NuMHD/Nu = 1.25. at Ha = 100 due to the augmented mass flow rate in the bottom sub-channel

MHD mixed convection flow in the WCLL: heat transfer analysis and cooling system

In the Water-Cooled Lithium Lead (WCLL) blanket, a critical problem faced by the design is to ensure that the breeding zone (BZ) is properly cooled by the refrigeration system to keep the structural materials under the maximum allowed temperature by the design criteria. CFD simulations are performed using ANSYS CFX to assess the cooling system performances accounting for the magnetic field effect in the sub-channel closest to the first wall (FW). Here, intense buoyancy forces (Gr = 10^10) interact with the pressure-driven flow (Re = 10^3) in a MHD mixed convection regime. A constant magnetic field, parallel to the toroidal direction, is assumed with intensity B = 4.4 T. The walls bounding the channel and the water pipes are modeled as perfectly conducting. The magnetic field is found to dampen the velocity fluctuations triggered by the buoyancy forces and the flow is similar to a forced convection regime. The PbLi heat transfer coefficient is reduced to one-third of its ordinary hydrodynamic value and, consequently, hot-spots between the nested pipes and at the FW are observed, where TMax = 1000K. Optimization strategies for the BZ cooling system layout are proposed and implemented in the CFD model, thus fullling the design criterion

Study on liquid metal magnetohydrodynamic flows and numerical application to a water-cooled blanket for fusion reactors

Il breeding blanket \`{e} uno dei componenti chiave per il funzionamento di un reattore a fusione termonucleare, in quanto responsabile dell'estrazione della potenza termica generata dalle reazioni nucleari, della surgenerazione del trizio, e della schermatura per i componenti sensibili alle radiazioni e il personale. I metalli liquidi, come la lega eutettica di piombo e litio (PbLi), sono considerati come attraenti fluidi tecnici da impiegare in questo componente a causa della loro combinazione di eccellenti propriet\`{a} termiche, alta temperatura di ebollizione e capacit\`{a} di generare trizio. Tuttavia, questi sono caratterizzati anche da caratteristiche meno desiderabili, una tra tante l'elevata conduttivit\`{a} elettrica che, interagendo con l'intenso campo magnetico del reattore, causa cambiamenti multiformi e significativi nel comportamento fluidodinamico. In tali condizioni, il moto del metallo liquido non pu\`{o} essere pi\`{u} descritto con le usuali equazioni della fluidodinamica, ma bisogna ricorrere alla teoria magnetoidrodinamica (MHD). La transizione al regime MHD \`{e} accompagnata da diversi effetti tra cui, a titolo esemplificativo, si possono ricordare maggiori perdite di carico dovute ad attrito elettromagnetico, soppressione della turbolenza, modifiche nelle caratterische di scambio termico e fenomeni di trasporto della massa, ecc. Una comprensione completa di questi fenomeni \`{e} di fondamentale importanza per valutare con precisione le prestazioni generali del componente e realizzare un progetto in grado di soddisfare i requisiti del reattore. Uno dei due concept di breeding blanket attualmente studiati per l'implementazione nel reattore DEMO nell'ambito delle attivit\`{a} di ricerca e sviluppo coordinate dal consorzio EUROfusion \`{e} il Water Cooled Lithium Lead (WCLL). Questo blanket si basa sull'architettura a raffreddamento separato, dove il metallo liquido \`{e} utilizzato esclusivamente come breeder triziogeno e moltiplicatore di neutroni, mentre il refrigerante \`{e} acqua pressurizzata che, essendo un fluido non elettricamente conduttivo, non \`{e} influenzata dagli effetti MHD. In questo modello di blanket, la velocit\`{a} del metallo liquido pu\`{o} essere minimizzata a un valore sufficiente a garantire l'estrazione del trizio ma, anche se le perdite di carico MHD sono ridotte rispetto a un blanket dove il fluido svolge anche la fuzione di refrigerante, i fenomeni MHD continuano a guidare il design globale. Nonostante l'importanza di una piena comprensione dei fenomeni MHD per progettare efficacemente una blanket a metallo liquido, negli anni passati non \`{e} stata condotta alcuna attivit\`{a} di ricerca dedicata sul WCLL e questa importante mancanza \`{e} stata identificata come pregiudizievole al raggiungimento di una soddisfacente maturit\`{a} del progetto. L'attivit\`{a} di ricerca descritta in questa tesi di dottorato ha come obiettivo la caratterizzazione dei principali fenomeni MHD nel WCLL blanket, in particolare riguardo alla stima della perdita di carico e dello scambio termico con il refrigerante. La tesi \`{e} divisa in due parti principali. La prima parte, discussa nella Parte \ref{part:companalysis}, copre l'analisi comparata di diverse configurazioni alternative per il percorso del PbLi all'interno del Vaacum Vessel (VV). L'obiettivo principale di questa analisi \`{e} l'identificazione della configurazione con il maggior potenziale, la quale verr\`{a} poi ulteriormente sviluppata nelle successive fasi del progetto del blanket. I criteri considerati sono stati l'entit\`{a} della perdita di carico MHD, la semplicit\`{a} del percorso idraulico, la facilit\`{a} di integrazione con gli altri sistemi di DEMO e la capacit\`{a} di soddisfare i requisiti del Remote Maintenance. Nella seconda parte, descritta nella Parte \ref{part:numericalmodeling}, l'effetto del campo magnetico sullo scambio termico \`{e} studiato con l'ausilio di codici numerici per alcuni casi prototipici sviluppati a partire da due delle configurazioni analizzate nella prima parte della tesi. Il codice di Fluidodinamica Computazione (CFD) ANSYS CFX \`{e} utilizzato per questo scopo e, all'interno della tesi, \`{e} sottoposto a un approfondito processo di validazione articolato in numerosi benchmark per i pi\`{u} comuni flussi MHD. Quattro diverse configurazioni del WCLL (identificate dalle sigle T01.A, T01.B, T02 e T03) sono analizzate nel contesto dell'analisi comparata per evidenziare l'effetto sulla perdita di carico MHD di differenti direzioni preferenziali per il flusso, schemi di distribuzione e raccolta del metallo liquido, geometria del sistema di refrigerazione e disposizione degli elementi strutturali. Un'analisi dettagliata del percorso del PbLi \`{e} eseguita per evidenziare elementi geometrici critici e strategie alternative per la minimizzazione della perdita di carico. Lo studio \`{e} suddiviso secondo le principali regioni idrauliche identificate nel percorso del PbLi: il feeding pipe, il manifold, la breeding zone e il draining pipe. La stima della perdita di carico \`{e} effettuata attraverso correlazioni disponibili in letteratura per la valutazione dei termini bidimensionali e tridimensionali. L'effetto dell'attrito viscoso e delle forze inerziali \`{e} invece trascurato, seguendo la trattazione pi\`{u} comune per flussi MHD ad elevata intensit\`{a} del campo magnetico. Una completa descrizione della metodologia adottata nello studio \`{e} presentata nel Capitolo \ref{sec:companalysismeth}. Nel Capitolo \ref{sec:feeddrain}, il feeding e il draining pipe sono il focus dell'analisi. I risultati dell'analisi hanno dimostrato come il massimo della perdita di carico sia localizzato nel feeding e draining pipe, ossia gli elementi di connessione tra il percorso del PbLi all'interno del VV e il loop principale dislocato al di fuori di questo, dove \`{e} concentrata tutta la portata in ingresso (o uscita) dal segmento di blanket e il metallo liquido raggiunge velocit\`{a} di diversi cm/s. Lo schema di carico e scarico adottato dal blanket ha un effetto significativo sulla perdita di carico, giacch\'{e} i vincoli imposti dal Remote Maintenance sulla dimensione del condotto sono pi\`{u} permissivi per la VV upper port rispetto alla lower port. Malgrado uno schema di carico attraverso quest'ultima sia preferibile per semplificare il percorso idraulico all'interno del blanket, la necessit\`{a} di utilizzare un condotto con diametro massimo di 80 mm rende questo approccio impossibile da adottare a meno di revisioni consistenti nel progetto della lower port o tramite il disaccoppiamento elettrico del flusso di metallo liquido dal feedign pipe utilizzando appositi Flow Channel Inserts (FCIs). In aggiunta, l'attuale loop del PbLi adotta una pressione di progetto uguale a 4.6 MPa, insufficiente per sopportare il massimo valore (18 MPa) previsto per il transitorio accidentale dell'in-box LOCA, uno dei design basis accidents del blanket, e una revisione di questo parametro comporterebbe un sensibile incremento nello spessore della parete del condotto. Data la grande sensibilit\`{a} della perdita di carico su questo parametro, l'utilizzo di feeding e draining pipe privi di un isolamento elettrico, come attualmente previsto nel WCLL, potrebbe non essere fattibile in condizioni pi\`{u} realistiche di quelle attualmente considerate nell'ambito del design del blanket. Nel Capitolo \ref{sec:pblimani,sec:breedzone}, il manifold e la breeding zone sono il focus dell'analisi. Il flusso nel manifold e nella breeding zone \`{e} meno importante in termini di perdita di carico, ma \`{e} in ogni caso caratterizzato da importanti fenomeni che impattano direttamente la distribuzione del metallo liquido e che devono essere investigati; in particolare, l'accoppiamento elettromagnetico tra canali in contatto elettrico e la presenza di elementi geometrici complessi. Caratterizzare questi fenomeni \`{e} necessario per localizzare dove il fluido potrebbe accumularsi e stagnare: questo comporterebbe rilevanti problemi di sicurezza dovuti all'accumulo del trizio e alla sua permeazione nel refrigerante. Elementi geometrici che sono relativamente poco caratterizzati e che rivestono un ruolo fondamentale nel percorso idraulico del WCLL sono gli orifizi, curve con variazione di area di passaggio e flusso attorno ad ostacoli. Giacch\'{e} il fluido si muove a basse velocit\`{a}, l'influenza delle forze di galleggiamento sulla fluidodinamica e lo scambio termico vanno attentamente considerati. Malgrado la configurazione con le minori perdite di carico sia la T02, la configurazione ad avere il miglior potenziale per il successivo sviluppo del blanket \`{e} la T01.A grazie alla sua maggiore stabilit\`{a} meccanica, flessibilit\`{a} nel variare il collegamento con il loop del PbLi e relativamente basse perdite di carico nel manifold e nella breeding zone. Tuttavia, alcune incertezze sono emerse nel corso dell'analisi, le quali meriteranno ulteriore studio nei prossimi anni: il complesso schema di distribuzione, che utilizza un complesso sistema composto di tre manifold (uno dei quali costituito da due insiemi di stretti canali rettangolari che corrono per tutta l'altezza del blanket), e l'effetto delle forze di galleggiamento sul flusso e lo scambio termico nella breeding zone, specialmente nel contesto del flusso intorno ai tubi di refrigerazione. Per studiare l'effetto del campo magnetico sullo scambio termico, due modelli numerici sono stati creati per investigare il flusso in due configurazioni prototipiche rappresentative rispettivamente della breeding zone di T01.A e T02. Il codice CFD ANSYS CFX \`{e} stato utilizzato a questo scopo. Nel Capitolo \ref{sec:cfx}, cinque benchmark sono impiegati per validare il codice per casi di magneto-idraulica (convezione forzata MHD), magneto-convezione (convezione naturale MHD) e flussi MHD a superficie libera. Soluzioni analitiche e dati sperimentali sono utilizzati per dimostrare la fisicit\`{a} dei risultati ottenuti dal codice. Due casi di magneto-idraulica sono utilizzati per validare il codice, un problema bidimensionale e uno tridimensionale, entrambi proposti da Smolentsev et al. \cite{smolentsev2015approach}. Per il problema bidimensionale, il flusso completamente sviluppato in un canale rettangolare con pareti perfettamente isolate (flusso di Shercliff) e nello stesso canale con pareti di Hartmann perfettamente conduttive (flusso di Hunt-II) \`{e} simulato per un'intensit\`{a} del campo magnetico fino a $Ha=10^4$ con un errore massimo del 2\% sulla portata adimensionale. Per il problema tridimensionale, il flusso in un condotto circolare sottoposto a un campo magnetico non uniforme \`{e} considerato, prendendo a modello l'esperimento descritto nelle Refs. \cite{reed1987alex,picologlou1989experimental}. Il codice riproduce con buona qualit\`{a} i dati sperimentali, mostrando un margine d'errore consistente con quanto riportato in letteratura da altri codici simili. Due casi di magneto-convezione sono trattati per il flusso completamente sviluppato in un canale rettangolare verticale e infinitamente alto sottoposto a riscaldamento differenziale e interno. I risultati del codice sono confrontati con la soluzione analitica proposta da B\"{u}hler \cite{buhler1998laminar}, dimostrando un'eccellente accuratezza. Come ultimo benchmark, un flusso completamente sviluppato a superficie libera per un condotto inclinato con substrato isolato \`{e} simulato fino ad $Ha = 10^3$ dimostrando una buona accuratezza con la soluzione analitica sviluppata da Shishko \cite{shishko1993theoretical}. Nel Capitolo \ref{chap:forcpipe}, il flusso in convezione forzata intorno a un cilindro transversale \`{e} studiato come rappresentativo della breeding zone della configurazione T01.A. Realistiche condizioni al contorno elettromagnetiche, quali il campo magnetico inclinato e pareti del condotto con spessore non uniforme, sono impiegate per aumentare l'accuratezza del modello. Il caso \`{e} analizzato nello spazio dei parametri $Re=20\div80, \ Ha = 0\div100, \ \alpha = 0\div32^{\circ}, \ \mathrm{and} \ c_o = 0\div \infty$, dove $\alpha$ \`{e} l'inclinazione del campo magnetico sull'asse dell'ostacolo e $c_o$ \`{e} il rapporto di conducibilit\`{a} caratteristico dell'ostacolo. Lo scambio termico aumenta con l'aumentare di $Ha$ a causa della promozione del flusso nel sotto-canale inferiore, dove correnti indotte nel sotto-canale nella parte superiore dell'ostacolo penetrano e tendono a generare forze di Lorentz non resistive, con conseguente incremento localizzato della velocit\`{a} media rispetto al caso puramente idrodinamico. Tuttavia, il regime di efflusso attorno all'ostacolo \`{e} gradualmente soppresso all'aumentare di $Ha$ e assume le caratteristiche di un creeping flow per $Ha \rightarrow \infty$. La conducibilit\`{a} dell'ostacolo e l'inclinazione del campo magnetico hanno un'influenza secondaria sullo scambio termico e la perdita di carico, malgrado alterino in maniera sensibile la fluidodinamica del problema. Il valore della perdita di carico tridimensionale \`{e} stimato e si osserva che la sua dipendenza da $Ha$ sembra essere pi\`{u} debole rispetto alla componente bidimensionale, la quale tende a dominare la perdita di carico totale all'aumentare di $Ha$. Una correlazione per predire il valore della perdita di carico tridimensionale ad $Ha$ pi\`{u} elevati di quelli considerati in questo studio \`{e} proposta a partire dai dati numerici raccolti. Un'estensione dell'analisi al flusso in convezione mista e per geometrie pi\`{u} complesse, per esempio cilindri multipli ravvicinati, \`{e} consigliabile per caratterizzare completamente questo problema. Nel Capitolo \ref{sec:mixedConvectionChapter}, la convezione mista per un flusso ascendente in presenza di ostacoli curvi trasversali \`{e} analizzato nel contesto dello scambio termico tra il PbLi e il sistema di refrigerazione della breeding zone per la configurazione T02. L'analisi \`{e} focalizzata su un singolo elemento refrigerante (due tubi a U annidati) per il canale vicino alla FW, cio\'{e} la zona maggiormente sollecitata dal punto di vista termico, in condizioni puramente idrodinamiche ($Ha=0$) e magnetoidrodinamiche ($Ha = 8.5 \cdot 10^3$). Il riscaldamento non-uniforme nel canale \`{e} modellato con una funzione esponenziale decrescente con valore medio $Q = 6.7 \ \mathrm{MW/m^3}$, il quale corrisponde a $Gr = 5.76 \cdot 10^{10}$, e le superifici confinanti il metallo liquido sono ipotizzate avere conducibilit\`{a} infinita. Il sistema di refrigerazione funziona in maniera accettabile in condizioni idrodinamiche grazie all'efficiente scambio termico promosso dal regime turbolento innescato dalle forze di galleggiamento. La transizione al regime MHD comporta la soppressione della turbolenza e il degrado dello scambio termico; la temperatura massima del PbLi nel canale supera i 1000 K, chiaramente incompatibile con i requisiti per il funzionamento dei materiali strutturali ($T_{\mathrm{max}}\leq 823 \ \mathrm{K}$). Per ridurre la temperatura nel PbLi, il pitch verticale tra elementi di refrigerazione viene ridotto da 60 a 40 mm e un moderato flusso termico ($100 \ \mathrm{kW/m^2}$) dovuto alla refrigerazione passiva della BZ da parte del sistema di raffreddamento della FW \`{e} introdotto, portando la temperatura massima nella cella a $T\approx 820 \ \mathrm{K}$. Modifiche al layout dei tubi potrebbero portare a un ulteriore incremento nelle performance del sistema di refrigerazione. In ogni caso, garantire la refrigerazione del condotto sembra essere particolarmente complicato, anche considerando condizioni al contorno elettromagnetiche meno conservative di quelle ipotizzate in questo studio, a causa dei limiti imposti nella struttura degli elementi di rinforzo del blanket e dei tubi da parte delle tecniche di manufacturing.One of the key components of a thermonuclear fusion reactor is the breeding blanket, which fulfills the essential functions of power extraction, tritium breeding, and shielding for radiation-sensitive components and personnel. Liquid metals, like the eutectic alloy lithium lead (PbLi), are considered attractive blanket working fluids due to their combination of excellent thermal properties, high boiling temperature, and tritium breeding capabilities. However, they are characterized also by less desirable features, one of which being the elevate electrical conductivity that results in the reactor intense magnetic field influencing the fluid motion in multiple and subtle ways. In such conditions, the liquid metal behavior can only by described by the governing equations of magnetohydrodynamics (MHD). The transition to the MHD regime is accompanied by several effects including, but not limited to, increased pressure losses due to resistive Lorentz forces, turbulence suppression, modified mass and heat transport mechanisms, etc. A complete understanding of these phenomena is of paramount importance to accurately assess the blanket performances and to realize a design able to fulfill the reactor requirements. The Water Cooled Lithium Lead (WCLL) breeding blanket is one of the two concepts actually being studied for implementation in the DEMOnstration Fusion Power Plant (DEMO) reactor within the framework of the R\&D activities coordinated by the EUROfusion consortium. This concept relies on the separate-cooled architecture, where the liquid metal is utilized exclusively as tritium breeder and neutron multiplier, whereas the role of coolant is fulfilled by pressurized water that, being a non-electrically conductive fluid, is not influenced by the MHD effects. Even if the liquid metal velocity can be minimized to a value determined only by the tritium management requirements, thus reducing the electromagnetic pressure losses compared with blanket where the liquid metal fulfills also the role of coolant, MHD phenomena are still going to drive the blanket design. Despite the importance of a full understanding of these aspects, in the past years only few research activities have been focused on the MHD phenomena occurring in WCLL concept and this was identified as a significant drawback for the blanket design hindering the achievement of a satisfying design maturity. The research activity described in this PhD dissertation has the objective to characterize the basic MHD phenomena for the WCLL blanket with regard to pressure losses and heat transfer with the coolant. The dissertation is divided in two main parts. The first part, described in \Cref{part:companalysis}, concerns a comparative analysis of several alternative configuration for the PbLi in-vessel flow path. The analysis is conducted to identify the solution with most potential for further optimization in the blanket development cycle. The main criteria adopted are MHD pressure losses minimization, flow path simplicity, ease of integration with the other reactor systems, and compliance with the remote maintenance requirements. Successively, in \Cref{part:numericalmodeling}, the effect of the magnetic field on the heat transfer is studied through numerical modeling of prototypical cases derived from the blanket configurations studied during the comparative analysis. The Computational Fluid Dynamics (CFD) code ANSYS CFX is used for this purpose and its thorough validation for several MHD benchmarks is a core part of the modeling section. Four PbLi in-vessel flow path configurations (T01.A, T01.B, T02, and T03) are studied in the comparative analysis, investigating the effect of different preferential flow orientation, distribution and feeding scheme, cooling system layout, and structural elements arrangement on the MHD pressure losses. A detailed analysis of the PbLi path for each configuration is carried out, identifying possible critical elements and investigating alternative strategies to minimize the pressure drop for the liquid metal evolution. The study is divided according to the four main hydraulic regions of the flow path: feeding pipe, manifold, breeding zone, and draining pipe. Pressure drop correlations available in the literature are used for the estimate of both the two-dimensional and three-dimensional pressure drop term, whereas inertial and viscous effects are neglected. A detailed overview of the methodology adopted is available in \Cref{sec:companalysismeth}. In \Cref{sec:feeddrain}, the analysis results have highlighted how the bulk of the pressure drop is localized within the connection pipes with the PbLi ex-vessel loop, where the highest flow rate in the blanket is concentrated and velocity up to several cm/s is encountered. The routing scheme adopted for the feeding and draining pipe is found to significantly impact the pressure drop due to the different pipe size allowed by the remote maintenance constraints set upon the lower and upper vacuum vessel port. Although a routing through the former would be preferable due to the easier integration with the PbLi path in the blanket, the impossibility to accommodate a feeding pipe larger than 80 mm makes this approach unfeasible without recurring to electrically insulating flow channel insert (FCI) or coatings to minimize the pressure losses in the component. Moreover, the current PbLi ex-vessel loop design adopts a reference pressure of just 4.6 MPa, well below the maximum assumed value reached during the in-box LOCA transient (18 MPa). Since the wall thickness effect on the pressure losses is of paramount importance, the feasibility of feeding and draining pipes without electrical insulation for the WCLL is questionable and their layout is in need of urgent revision. In \Cref{sec:pblimani,sec:breedzone}, the flow in the manifold and the breeding zone is less impor

DEMO WCLL BB breeding zone cooling system design: analysis and discussion

The Water-Cooled Lithium-Lead (WCLL) Breeding Blanket (BB) is a key component in charge of ensuring Tritium self-sufficiency, shielding the Vacuum Vessel and removing the heat generated in the tokamak plasma. The last function is fulfilled by the First Wall (FW) and Breeding Zone (BZ) independent cooling systems. Several layouts of BZ coolant system have been investigated in the last years in order to identify a configuration that guarantee Eurofer temperature below the limit (823 K) and good thermal-hydraulic performances (i.e. water outlet temperature 601 K). A research activity is conducted to study and compare four configurations, which rely on different arrangement of the stiffening plates (i.e. toroidal-poloidal and radial-poloidal), orientation of the cooling pipes (i.e. horizontal, vertical) and PbLi flow path. The analysis is carried out using a CFD codes, thus a threedimensional finite volume model of each configuration is developed, adopting the commercial ANSYS CFX code. The objective is to compare the BZ cooling system layouts, identifying and discussing advantages and key issues from the thermal-hydraulic point of view, also considering feedbacks from MHD and neutronics analyses. The research activity aims at laying the groundwork for the finalization of the WCLL blanket design, pointing out relevant thermal-hydraulic aspects

Numerical analysis of temperature stratification in the CIRCE pool facility

In the framework of Heavy Liquid Metal (HLM) GEN IV Nuclear reactor development, the focus is in the combination of security and performance. Numerical simulations with Computational Fluid Dynamics (CFD) or system codes are useful tools to predict the main steady-state phenomena and how transitional accidents could unfold in GEN IV reactors. In this paper, to support the validation of CFD as a valid tool for the design, the capability of ANSYS CFX v15.0 to simulate and reproduce mixed natural convection and thermal stratification phenomena inside a pool is investigated. The 3D numerical model is based on the CIRCE facility, located in C.R. ENEA Brasimone. It is a pool facility, structured with all the components necessary to simulate the behavior of an HLM reactor, where LBE flows into the primary circuit. For the analysis, the LBE physical properties are implemented in CFX by using recent NEA equations [2]. Previously published RELAP5-3D© results [1] are employed to derive accurate boundary conditions for the simulation of the steady-state conditions in the pool and for CFX validation. The analysis focuses on the pool natural circulation with the presence of thermal structures in contact with LBE, considered as constant temperature sources. The development of thermal stratification in the pool is observed and evaluated with a mesh sensitivity analysis

Numerical simulation of thin-film MHD flow for nonuniform conductivity walls

Liquid metals offer unique properties and their use in a nuclear fusion reactor, both as confined flows and free surface flow, is widely studied in the fusion community. The interaction between this conductive fluid and the tokamak magnetic fields leads to Magnetohydrodynamic (MHD) phenomena that influence the flow features. To properly design components that employ liquid metals, it is necessary to accurately predict these features and, although the efforts made in development, a mature code specifically customized to simulate MHD flows is still unavailable. In this work, the general purpose computational fluid dynamics code ANSYS CFX 18.2 is validated for MHD free surface thin film flow with insulated walls, up to Ha=1000 and for several values of the characteristic width/thickness ratio, comparing the results with the theoretical relation available in the literature. For all the cases considered, the maximum integral error is found below 10 %. Successively, the validated code is used to investigate the MHD flow in a chute with a characteristic film ratio equal to 0.1 and for Ha=300. Uniform and non-uniform wall electrical conductivity cases are considered with the latter modeled by placing on the side walls and on the back wall localized regions with different conductivity. The electrical conductivity of the back wall is found to have a negligible effect on the global flow when the lateral wall in insulated, similarly to what is observed for the analogous bounded flow. Contrariwise, an electrically conductive lateral wall is found to enhance the free surface jet and to modify the Hartmann layer structure

3D MHD analysis of prototypical manifold for liquid metal blankets

The water-cooled lead lithium (WCLL) and the dual-cooled lead lithium (DCLL) are two of the breeding blanket (BB) concepts that the EUROfusion consortium is pursuing in the framework of the development of the fusion reactor industrial demonstrator DEMO. Both involve the use of a liquid metal (LM) as working fluid, the lead-lithium eutectic alloy (PbLi), due to its excellent thermal properties and the possibility to serve as both the blanket coolant and tritium breeder and carrier. Unfortunately, due to the high electrical conductivity of LMs, their motion is influenced by the magnetic field used in the reactor to confine the plasma, generating a complex phenomenology which is studied by magnetohydrodynamics (MHD). In this work, a representative prototypical manifold of a BB bottom feeder is investigated for different configurations with the custom phiFoam solver, capable of simulating unsteady, incompressible and isothermal MHD flow. The aim of this study is to investigate which configuration minimizes the flow imbalance in the manifold for the WCLL or in the poloidal breeding zone channels for the DCLL. The distribution of the flow rate among the channels is strongly influenced by the position of the feeding pipe (FP) and by the development of the MHD internal layer near the expansion, which generates important jets close to the lower plate and the upper one, where the channels are attached. The channel aligned with the FP is the one carrying most of the flow, from 55% to 82%, while in the more distant one the flow is almost stagnant, carrying from 17% to 6% of the total flow rate. The total pressure loss is also estimated and its functional dependence on the manifold configuration is discussed