بررسی عددی انتقال حرارت در کانال سوخت راکتور هسته ای

Publish Year: 1383
نوع سند: مقاله کنفرانسی
زبان: Persian
View: 3,970

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:

CFD09_094

تاریخ نمایه سازی: 17 اسفند 1385

Abstract:

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، بوضوح معلوم می گردد که بررسی توزیع دمای قلب راکتور و میزان انتقال حرارت آن، که اصطلاحاً تحلیل حرارتی قلب راکتور نامیده می شود باید نقش مهمی در طراحی راکتور ایفاء نماید. در حقیقت، طراحی یک قلب راکتور همان انداره که به ملاحظات هسته ای بستگی دارد به ملاحظات حرارتی نیز وابسته است[ 8]. با توجه به اینکه درکار قبلی [ 2]، آنالیز انتقال حرارت برای یک میله سوخت انجام و مقبول بودن جواب های کُد محاسباتیCOBRA III-C اثبات گردیده است، در کار حاضر توزیع درجه حرارت، شار حرارتی بحرانی و برخی از پارامترهای ترموهیدرولیکی برای یک کانال سوخت (مجتمعی از میله های سوخت با آرایش 3*3 با در نظر گرفتن حالت پایا، جریان سیال تک فازی، شار حرارتی کسینوسی (ناشی از تولید حرارت کسینوسی میله های سوخت همچنین با در نظرگرفتن 10 عدد نگهدارنده برای نگهداری میله های سوخت در داخل کانال سوخت ، به روش تفاضل محدود با استفاده از کُدCOBRA III-C بررسی شده است.

Keywords:

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

Authors

حبیب امین فر

استادیار گروه مهندسی مکانیک، دانشگاه تبریز

موسی محمدپورفرد

دانشجوی کارشناسی ارشد دانشگاه تبریز

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 :
  • آنالیز انتقال حرارت در میله سوخت راکتور هسته ای، دکتر ...
  • مرکز تحقیقات سازمان انرژی اتمی ایران ...
  • C ا _ _ _ _ _ 100 125 150 ...
  • D.S-ROW, 1977 _ COBRA IIIC a Digital Computer Program for ...
  • M.M .EL-WAKIL, 1981 _ Nuclear Heat Transport _ 3" Edition, ...
  • NEIL E.TODREAS, MUJID S.KAZIMI, 1990 " Nuclear System II " ...
  • L.S-TONG, _ Thermal Analysis Pressurized Water Reactor _ _ ...
  • TOHN R.LAMARS H, 1973 _ Introduction to Nuclear Engineering" Polytechnic ...
  • JOHN. G-COLLIER, 1972 «" Convective Boiling and Condensation _ 1* ...
  • ARTHUR.R-FO STER, _ _ 1977 _ Basic Nuclear Engineering _ ...
  • _ and R. M. DRAKE, 1959 _ Heat and Mass ...
  • J.P-HOLMAN, 1997 " Heat Transfer " 8" Edition, McGraw-Hill Book ...
  • نمایش کامل مراجع