محاسبه ی تغییرات ضریب انتقال حرارت گپ در مجتمع های مختلف سوخت رآکتورهای نوع VVER-۱۰۰۰

Publish Year: 1390
نوع سند: مقاله ژورنالی
زبان: Persian
View: 208

This Paper With 9 Page And PDF Format Ready To Download

  • Certificate
  • من نویسنده این مقاله هستم

استخراج به نرم افزارهای پژوهشی:

لینک ثابت به این Paper:

شناسه ملی سند علمی:

JR_JONSAT-32-2_007

تاریخ نمایه سازی: 12 دی 1400

Abstract:

در این مقاله با استفاده از دو مدل Calza-Bini و مدل گپ توصیف شده در کد Relap۵ برای ضریب انتقال حرارتی گپ (فضای خالی بین قرص سوخت و غلاف) به محاسبه­ی ضریب هدایت گپ در فواصل محوری مختلف در مجتمع­های مختلف سوخت تابش ندیده در رآکتورهای نوع VVER-۱۰۰۰ پرداخته شده است. با توجه به وابستگی دو مدل فوق به دمای سطح خارجی سوخت و دمای سطح داخلی غلاف، ضریب هدایت گپ با استفاده از دو روش تزویج مدل ضریب انتقال حرارت گپ با برنامه­ی نوشته شده برای به دست آوردن توزیع درجه حرارت در سوخت و غلاف آن، و تزویج مدل ضریب انتقال حرارت گپ با خروجی کد COBRA-EN (برای به دست آوردن توزیع درجه حرارت در سوخت و غلاف آن) محاسبه شده است. پس از انجام محاسبات و مقایسه­ی نتایج حاصل با نتایج تجربی گزارش FSAR ارایه شده توسط شرکت سازنده­­ی رآکتور بوشهر، نتیجه گرفته شد که مدل گپ توصیف شده در کد Relap۵، خطای زیادی (در حدود ۲۵ درصد) داشته اما مدل گپ Calza-Bini خطای کم­تری (کم­تر از ۵ درصد) دارد و تا حد زیادی با نتایج گزارش FSAR مطابقت می­کند. بنابراین مدل جدیدی برای محاسبه­ی ضریب انتقال حرارت گپ پیشنهاد شد که با ترکیب دو مدل فوق، ضریب انتقال حرارت گپ در هر یک از فواصل محوری را با خطای کم­تری محاسبه می­نماید.

Authors

محمد ره گشای

دانشکده فنی مهندسی، دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات تهران، صندوق پستی: ۷۷۵-۱۴۵۱۵، تهران ایران

خلیل شکری

دانشکده فنی مهندسی، دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات تهران، صندوق پستی: ۷۷۵-۱۴۵۱۵، تهران ایران

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 :
  • Final Safety Report for BUSHEHR VVER-۱۰۰۰ Reactor Chapter ۴, Ministry ...
  • N. Todress, M.S. Kazimi, “Nuclear system I,” Hemisphere Publishing Corporation, ...
  • ENEL Spa, “COBRA-EN Code System for Thermal-Hydraulic Transient Analysis of ...
  • M.M. El-WAKIL “Nuclear Heat Transport,” Copyright, by International Textbook Company ...
  • RELAP۵/MOD۳ CODE MANUAL-VOLUME I: CODE STRUCTURE, SYSTEM, MODELS, AND SOLUTION ...
  • نمایش کامل مراجع