آنالیز انتقال حرارت در میله سوخت راکتور هسته ای

سال انتشار: 1383
نوع سند: مقاله کنفرانسی
زبان: فارسی
مشاهده: 5,671

فایل این مقاله در 14 صفحه با فرمت PDF قابل دریافت می باشد

استخراج به نرم افزارهای پژوهشی:

لینک ثابت به این مقاله:

شناسه ملی سند علمی:

CFD09_095

تاریخ نمایه سازی: 17 اسفند 1385

چکیده مقاله:

وجود شکافت و پرتوزایی شدید، به علت واپاشی پاره های شکافت سبب گرم شدن شدید سوخت، غلاف، کُند کننده، خنک کننده و سایر مواد ساختاری راکتور می شود. این حرارتی است که می بایست به انرژی مفید و کاملاً موثر تبدیل شود. قدرت قابل حصول از یک راکتور بستگی به مقدار انتقال حرارتی دارد که بدون آسیب رساندن به مواد ساختاری راکتور و یا میله های سوخت حاصل می شود. در حقیقت، طراحی یک قلب راکتور همان اندازه که به ملاحظات هسته ای بستگی دارد به ملاحظات حرارتی نیز وابسته است[ 11 ]. در کار حاضر، با در نظر گرفتن حالت پایا، جریان سیال تک فازی و شار حرارتی کسینوسی (ناشی از تولید حرارت کسینوسی قرص های سوخت)، توزیع درجه حرارت و تاثیر کانال های جریان در توزیع درجه حرارت اجزاء یک میله سوخت با استفاده از کُد محاسباتیCOBRA III-C خاص نیروگاه های هسته ای) بررسی شده است. جواب های بدست آمده برای چگونگی توزیع درجه ) حرارت از این کُد، با حل تحلیلی، حل عددی نرم افزارFLUENT و با نتایج تجربی در حالت بدون نگهدارنده و برای یک میله سوخت با نگهدارنده با توجه به عدم وجود نتایج تجربی با جواب های بدست آمده از نرم افزارFLUENT مقایسه شده است. نتایج حاصل دارای تطابق خوبی هستند.

کلیدواژه ها:

انتقال حرارت- مجتمع میله های سوخت- میله سوخت- سیال خنک کننده- کانال جریان

نویسندگان

حبیب امین فر

استادیار گروه مهندسی مکانیک، دانشگاه تبریز

موسی محمدپورفرد

دانشجوی کارشناسی ارشد دانشگاه تبریز

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 :
  • مرکز تحقیقات سازمان انرژی اتمی ایران ...
  • _ _ "C 45 95 145 195 245 295 345 ...
  • D.S-ROW, 1977 " COBRA III-C a Digital Computer Program for ...
  • M .M.EL-WAKIL, 1981 " Nuclear Heat Transport " 3" Edition, ...
  • L.S-TONG, J-WEISMAN " Thermal Analysis Pressurized Water Reactor " 2Jd ...
  • TOHN R. LAMARSH, 1973 " Introduction to Nuclear Engineering" Polytechnic ...
  • JOHN. G-COLLIER, 1972 2" Convective Boiling and Condensation " 1* ...
  • WM _ J-GARLAND _ 1996 " Nuclear Reactor Process Systems ...
  • Gulsevin et al., 1981" The Thermal hydraulic Codes COBRA III-C ...
  • A. Tapucu et al., 1983 "Comparison of Subchannel Codes COBRA ...
  • J.W. Jackson et al., 1981 2" COBRA III-C2 a Digital ...
  • ARTHUR. R-FO STER _ ROBERT .L-WRIGHT, 1977 2" Basic Nuclear ...
  • JOHN. D ONALD -BENET, 1955 " The Elements of Nuclear ...
  • TUNCER CBECI _ PETER BRAD SHAW, 1988 2" Physical and ...
  • ECKERT, E.R. G, and R. M. DRAKE, 1959 " Heat ...
  • J.P-HOLMAN, 1997 " Heat Transfer " 8" Edition, McGraw-Hill Book ...
  • HOF FMANN, KLAUS A. 1993 2" C omputational fluid dynamics ...
  • Manual of Fluent Version 6.0.12 آ ...
  • 500 100000 150000 200000 250000 w /#2 ...
  • نمایش کامل مراجع