Thermal-Hydraulic Analysis of Heat Pipe Heat Exchanger in a Nuclear Power Plant Using CFD Method
سال انتشار: 1403
نوع سند: مقاله ژورنالی
زبان: انگلیسی
مشاهده: 206
فایل این مقاله در 14 صفحه با فرمت PDF قابل دریافت می باشد
- صدور گواهی نمایه سازی
- من نویسنده این مقاله هستم
استخراج به نرم افزارهای پژوهشی:
شناسه ملی سند علمی:
JR_IJCCE-43-6_020
تاریخ نمایه سازی: 17 خرداد 1404
چکیده مقاله:
Using heat pipe-cooled micro-reactors in power plants is one of the newest technologies in small power plants. In these power plants, heat is taken from the reactor by several heat pipes and transferred to the working fluid in the main heat exchanger of the power plant. The purpose of this study is the design and thermal-hydraulic analysis of heat pipes and the main heat exchanger of the power plant. The reactor's thermal power is ۵ MW and its heat is transferred to carbon dioxide as the working fluid in the heat exchanger by ۱۹۲ potassium heat pipes. The Computational Fluid Dynamics (CFD) method is used for thermal-hydraulic analysis. ANSYS-CFX code, which is a high-performance and reliable tool, is also used for simulation. The results show that the maximum temperature of potassium vapor inside the hottest heat pipe is ۹۱۳.۶ °C. Also, the minimum temperature of the liquid inside the wick structure of this heat pipe is ۹۱۰.۰۱ °C. Also, the average temperature and pressure of carbon dioxide in the outlet section of the heat exchanger are ۶۴۹.۵ °C and ۱۴.۱۳۴۲۵ MPa under normal operating conditions. In this situation, carbon dioxide is in a supercritical state and it is possible to use it in the power plant gas cycle.
کلیدواژه ها:
نویسندگان
Reza Khorrami Arani
Medical Radiation Research Center, Central Tehran Branch, Islamic Azad University, Tehran, I.R. IRAN
Mehdi Salehi Barough
Medical Radiation Research Center, Central Tehran Branch, Islamic Azad University, Tehran, I.R. IRAN
Navid Poursalehi
Medical Radiation Research Center, Central Tehran Branch, Islamic Azad University, Tehran, I.R. IRAN
Gholamreza Jahanfarnia
Nuclear Engineering Department, Science and Research Branch, Islamic Azad University, Tehran, I.R. IRAN
Ehsan Zarifi
Reactor and Nuclear Safety Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, Tehran, I.R. 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 :