Study of PWR transients by coupling of ANSYS-CFX with a kinetic model

سال انتشار: 1399
نوع سند: مقاله ژورنالی
زبان: انگلیسی
مشاهده: 180

فایل این مقاله در 9 صفحه با فرمت PDF قابل دریافت می باشد

استخراج به نرم افزارهای پژوهشی:

لینک ثابت به این مقاله:

شناسه ملی سند علمی:

JR_RPE-1-2_003

تاریخ نمایه سازی: 22 دی 1399

چکیده مقاله:

‎In this work‎, ‎dynamic responses of a WWER-1000 reactor in reactivity insertions are studied using a coupling method‎. ‎The ANSYS-CFX is implemented for thermal hydraulic study of the core and the point kinetic equation (PKE) is coupled as a FORTRAN subroutine‎. ‎For transient analysis of the core‎, ‎the thermal feedback of the fuel is added to coolant‎, ‎and numerical solver of cylindrical heat transfer for obtaining the irradiated fuel rod temperature profile is also included‎. ‎In order to investigate the irradiation effect‎, ‎the fuel and gap properties in burnup with appropriate correlations could be calculated‎. ‎Using memory management system (MMS) and data transfer arrays, coupling between numerical subroutines is carried out‎. ‎It is shown that the dynamic response of the core depends on burnup‎, ‎and the response could be varied in time‎. ‎In addition‎, ‎the coupling method is reliable for other dynamic calculations‎.

نویسندگان

‎Hossein Sharifian

Nuclear Engineering Department‎, ‎Shahid Beheshti University‎, ‎G.C‎, ‎P.O‎. ‎Box ۱۹۸۳۹۶۳۱۱۳‎, ‎Tehran‎, ‎Iran

‎Mahdi Aghaie

Nuclear Engineering Department‎, ‎Shahid Beheshti University‎, ‎G.C‎, ‎P.O‎. ‎Box ۱۹۸۳۹۶۳۱۱۳‎, ‎Tehran‎, ‎Iran

‎Ahmad Zolfaghari

Nuclear Engineering Department‎, ‎Shahid Beheshti University‎, ‎G.C‎, ‎P.O‎. ‎Box ۱۹۸۳۹۶۳۱۱۳‎, ‎Tehran‎, ‎Iran

مراجع و منابع این مقاله:

لیست زیر مراجع و منابع استفاده شده در این مقاله را نمایش می دهد. این مراجع به صورت کاملا ماشینی و بر اساس هوش مصنوعی استخراج شده اند و لذا ممکن است دارای اشکالاتی باشند که به مرور زمان دقت استخراج این محتوا افزایش می یابد. مراجعی که مقالات مربوط به آنها در سیویلیکا نمایه شده و پیدا شده اند، به خود مقاله لینک شده اند :
  • Aghaie, M., Zolfaghari, A., and Minuchehr, A. (2012). Coupled neutronic ...
  • Berna, G. A., Beyer, G. A., Davis, K. L., et ...
  • Chen, Z., Chen, X.-N., Rineiski, A., et al. (2015). Coupling ...
  • FSAR (2005). Final safety assessment report (FSAR) for BNPP. Technical ...
  • Lucuta, P. G., Matzke, H. J., and Hastings, I. J. ...
  • Luyben, W. L. (2012). Use of dynamic simulation for reactor ...
  • Olander, D. R. (1976). Fundamental aspects of nuclear reactor fuel ...
  • Smith, B. L. (2010). Assessment of CFD codes used in ...
  • Vyskocil, L. and Macek, J. (2014). Coupling CFD code with ...
  • نمایش کامل مراجع