تحلیل عددی رفتار ترمومکانیکی میله سوخت (۲UO) در حالت پایا با استفاده از روش المان محدود

سال انتشار: 1400
نوع سند: مقاله ژورنالی
زبان: فارسی
مشاهده: 286

فایل این مقاله در 10 صفحه با فرمت PDF قابل دریافت می باشد

استخراج به نرم افزارهای پژوهشی:

لینک ثابت به این مقاله:

شناسه ملی سند علمی:

JR_JONSAT-42-1_004

تاریخ نمایه سازی: 8 دی 1400

چکیده مقاله:

در طراحی میله سوخت، توانایی پیش­ بینی قابل ­اطمینان از عملکرد سوخت به­ منظور رعایت اصول ایمنی از اهمیت بالایی برخوردار است. برای دستیابی به این هدف، کدهای کامپیوتری مختلفی ارایه شده­اند که هر یک از آن ها از مدل ­های مختلف مکانیکی و روش­ های مختلف عددی و تحلیلی استفاده می­ کنند. بر همین اساس، هدف پژوهش حاضر تهیه برنامه ­ای کامپیوتری به زبان برنامه­ نویسی فرترن به ­منظور آنالیز مکانیکی و حرارتی میله ­های سوخت (۲ UO) با استفاده از روش­های عددی، به­ویژه به ­کارگیری اصل کار مجازی در تحلیل مکانیکی میله سوخت در شرایط پایا می­ باشد. برای حل معادلات به دست آمده از روش المان محدود استفاده شده است. در قسمت تحلیل مکانیکی پدیده­ هایی از قبیل تورم و تراکم سوخت و خزش در غلاف در نظر گرفته شده ­اند. سپس با پدیده ­های فوق و انجام تحلیل مکانیکی و حرارتی به­ صورت هم­زمان، زمان تماس سوخت با غلاف، میزان تنش و کرنش در سوخت و غلاف، دمای مرکز سوخت، میزان رشد لایه اکسید بر روی غلاف و توزیع دمای سوخت و غلاف در طول کار راکتور در حالت پایا (در یک توان ثابت) توسط برنامه­ نوشته شده به دست می ­آیند. نتایج این برنامه با نتایج روش تحلیلی موجود در منابع صحت­سنجی شده و برای راکتور VVER۱۰۰۰ تحلیل مکانیکی و حرارتی میله سوخت در یک بازه ۱۶۰۰ روزه انجام پذیرفته است. با توجه به نتایج به دست آمده، قرص سوخت پس از ۱۲۵۰ روز با غلاف تماس پیدا می­ کند.

نویسندگان

مرتضی ایمانی

پژوهشکده مواد و سوخت هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: ۸۴۸۶-۱۱۳۶۵، تهران- ایران

مهدی آقایی

دانشکده مهندسی هسته ای، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: ۱۹۸۳۹۶۳۱۱۳، تهران-ایران

محمد عماد عادلی خواه

دانشکده مهندسی هسته ای، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: ۱۹۸۳۹۶۳۱۱۳، تهران-ایران

احمدرضا ذوالفقاری

دانشکده مهندسی هسته ای، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: ۱۹۸۳۹۶۳۱۱۳، تهران-ایران

عبدالحمید مینوچهر

دانشکده مهندسی هسته ای، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: ۱۹۸۳۹۶۳۱۱۳، تهران-ایران

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 :
  • Dyk . Š and Zeman. V, “Evolution of grid-to-rod fretting ...
  • H. Aybar and P. Ortego, “A review of nuclear fuel ...
  • R. L. Williamson and S. R. Novascone, “Application of the ...
  • N. R. Commission, “FRAPCON-۳ : A Computer Code for the Calculation ...
  • Lanning, D.D., Hann, C.R, Review of Methods Applicable to the ...
  • J.B.Aniscough, Gap Conductance in Circaloy Clad LWR Fuel Rods. ۱۹۸۲, ...
  • Herranz, L.E., Feria, F., ۲۰۱۰. Extension of the FRAPCON-۳.۳ creep ...
  • Rivera, J.E., Performance of light water reactor fuel rods during ...
  • I. National and I. Falls, “Volume IV SCDAP / RELAP۵ ...
  • M. Safari, M. Aghaie, A. Minuchehr, and G. Allahyarizadeh, “Numerical ...
  • T. A. Haynes, J. A. Ball, J. H. Shea, and ...
  • Thermophysical properties database of materials for light water reactors and ...
  • Y. Jiang, Y. Cui, Y. Huo, and S. Ding, “Three-dimensional ...
  • “Waterside corrosion of zirconium alloys in nuclear power plants,” IAEA-TECDOC-۹۹۶, ...
  • Guicheret-Retel. V, Trivaudey.F , Boubakar. M, and Thevenin. P, “Elastic ...
  • R. L. Williamson, “Simulation of NGNP Fuel using the BISON ...
  • “Chapter ۴ (FSAR) for BNPP,” ۲۰۰۷ ...
  • نمایش کامل مراجع