بررسی تحلیلی و عددی انتقال حرارت هدایتی و توزیع دما، در میله های سوخت راکتور حوضچه ای هسته ای

سال انتشار: 1395
نوع سند: مقاله کنفرانسی
زبان: فارسی
مشاهده: 779

فایل این مقاله در 13 صفحه با فرمت PDF قابل دریافت می باشد

استخراج به نرم افزارهای پژوهشی:

لینک ثابت به این مقاله:

شناسه ملی سند علمی:

ICESCON03_345

تاریخ نمایه سازی: 16 شهریور 1395

چکیده مقاله:

قلب یک راکتور هسته ای متشکل از تعدادی مجتمع سوخت می باشد، که هر کدام از آنها، از تعدادی میله سوخت،نگهدارنده ها و کانال های عبور سیال خنک کننده تشکیل شده اند. در کار حاضر، با استفاده از داده های موجود در منابع، یک میله ی سوخت رآکتور حوضچه ای هسته ای، با استفاده از نرم افزار 5.0 COMSOL Multiphysics ، مدل سازی شده است.همچنین مقایسه ای بین داده های بدست آمده از شبیه سازی، و روش تحلیلی، و پیش بینی دما با استفاده از شبکه ی عصبی مصنوعی صورت گرفت؛ که میزان خطای حاصل از شبیه سازی نسبت به حل تحلیلی، 6.5 % بدست آمد. با توجه به شبیه سازی صورت گرفته، نتیجه شد که میله ی سوخت از جنس تنگستن به لحاظ کنترل دمایی، نسبت به کادمیم بهتر می باشد

کلیدواژه ها:

انتقال حرارت ، راکتورحوضچه ای هسته ای ، شبیه سازی ، نرم افزارکامسول

نویسندگان

محمود کیان نژاد امیری

دانشجوی کارشناسی ارشد مهندسی شیمی دانشگاه علم و فناوری مازندران

سیدپیمان قربان زاده زعفرانی

دانشجوی کارشناسی ارشد مهندسی شیمی دانشگاه علم و فناوری مازندران

محمدرضا سرمستی امامی

هیات علمی گروه مهندسی شیمی دانشگاه علم و فناوری مازندران

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 :
  • ARTHUR. R-FO STER, ROBERT .L-WRIGHT, 1977 "Basic Nuclear Engineering" 3rd ...
  • WM .J-GARLAND, 1996 _ Nuclear Reactor Process Systems: Thermal Hydraulic ...
  • 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 "COBRA III-C2 a Digital Computer ...
  • TOHN R. LAMARSH, 1973 _ Introduction to Nuclear Engineering" Polytechnic ...
  • ECKERT, E .R.G, and R. M. DRAKE, 1959 "Heat and ...
  • J.P-HOLMAN, 1997 22 Heat Transfer' 8th Edition, McGraw-Hil Book Company, ...
  • C. An, F.C. Moreira, J. Su, Thermal analysis of the ...
  • C.R. Regis, R.M. Cotta, J. Su, Improved lumped analysis of ...
  • Q. Wang, X. Chen, X. Yi-Chong, Accident like the Fukushima ...
  • A. Messai, A. Mellit, I. Abdellani, A. Massi Pavan, On-line ...
  • Coban, R., 2013. A context layered locally recurrent neural network ...
  • نمایش کامل مراجع