حل عددی سه بعدی جریان سیال همراه با انتقال حرارت جابجائی آزاد در راکتور مینیاتوری

Publish Year: 1390
نوع سند: مقاله کنفرانسی
زبان: Persian
View: 1,228

متن کامل این Paper منتشر نشده است و فقط به صورت چکیده یا چکیده مبسوط در پایگاه موجود می باشد.
توضیح: معمولا کلیه مقالاتی که کمتر از ۵ صفحه باشند در پایگاه سیویلیکا اصل Paper (فول تکست) محسوب نمی شوند و فقط کاربران عضو بدون کسر اعتبار می توانند فایل آنها را دریافت نمایند.

  • Certificate
  • من نویسنده این مقاله هستم

استخراج به نرم افزارهای پژوهشی:

لینک ثابت به این Paper:

شناسه ملی سند علمی:

ISME19_085

تاریخ نمایه سازی: 2 اردیبهشت 1390

Abstract:

یکی از مسائل مهم در طراحی و ساخت راکتورها، طراحی ترموهیدرولیکی راکتور میباشد. در این نوع طراحی، راکتور را با استفاده از کدهای ترموهیدرولیکی مدلسازی کرده و پس از اطمینان از صحت دادههای کد، راکتور را پیش از ساخت، تحت شرایط مختلف پارامترهای ترموهیدرولیکی (دما، سرعت، فشار سیال و ...) تحلیل میکنند. در این تحقیق برای اولین بار، کل راکتور تحقیقاتی مینیاتوری 1 را به وسیله کد انسیس سی اف اکس 2، مدل کرده و پس از تحلیل کامل راکتور با نرم افزار و مقایسه پارامترهای ترموهیدرولیکی خروجی نرم افزار با دادههای تجربی راکتور، شرایطراکتور با پارامترهای بی بعد( رینولدز، ناسلت، پرانتل و ....) معادل سازی شده است. ساختار پیچیده، ابعاد کوچک، سیستم گردش طبیعی سیال و سیستم کاملاً بسته این راکتور مانع از آن شده استکه پارامترهای ترموهیدرولیکی در هر نقطه از سیال خنک کننده موجود در راکتور، اندازه گیری شود و به غیر از دمای ورود و خروج سیال به قلب راکتور که توسط دو ترموکوپل اندازهگیری میشود؛ هیچ اطلاعی از مقدار اندازهگیری شده سایر پارامترهای سیال وجود ندارد. از آنجایی که ضریب انتقال حرارت گردش آزاد در اکثر راکتورهای تحقیقاتی، نقش مهمی را در تصادفهای راکتور از نوع از دست رفتن جریان سیال 3 در مسیر پمپهای خنک کننده اولیه بازی میکند؛ لذا تحلیل راکتور با پارامترهای بدون بعد از جمله عدد ناسلت به این روند کمک شایانی خواهد نمود

Authors

محمد آهنگریان

دانشکده فنی مهندسی، دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات تهران

الهه ربیعی

دانشکده مکانیک، دانشگاه صنعتی اصفهان

مهدی نیلی احمدابادی

دانشکده مکانیک، دانشگاه صنعتی اصفهان

مراجع و منابع این Paper:

لیست زیر مراجع و منابع استفاده شده در این Paper 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 Paper لینک شده اند :
  • Albarhoum, M, Mohammed, S., 2009. A thermal- hydraulic code (THYD) ...
  • Progress in Nuclear Energy 51 (2009) 470-473. ...
  • H. Omar *, N. Ghazi, F. Alhabit, A. Hainoun., 2010. ...
  • CIAE, Safety Analysis Report (SAR) for the Syrian Miniature Neutron ...
  • Neil E. Todreas, Mujid Kazimi, 1990. Nuclear Systems _ T ...
  • نمایش کامل مراجع