بررسی عددی انتقال حرارت در سیال خنککننده و مجتمع سوخت نیروگاه هستهای با نرم افزار Fluent

Publish Year: 1395
نوع سند: مقاله کنفرانسی
زبان: Persian
View: 467

This Paper With 12 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:

PENPP01_067

تاریخ نمایه سازی: 19 خرداد 1396

Abstract:

هر میزان که بتوان با انتخاب سیال خنک کننده و طراحی مناسب، بدون آسیب رساندن به مجتمع سوخت راکتور هسته ای مخصوصا3 میله های سوخت، حرارت تولید شده را به سیال خنک کننده انتقال داد، در قدرت تولیدی راکتور هسته ایتاثیر تعیین کننده خواهد داشت. وجود شکافت و پرتوزایی شدید به علت واپاشی ذرات شکافت سوخت هسته ای سبب گرم شدن شدید سوخت، غلاف، ک4ند کننده، سیال خنک کننده و سایر مواد ساختاری راکتور می شود. در طراحی یک قلب راکتور اهمیت توجه به مبحث انتقال حرارت به همان اندازه ملاحظات هستهای از اهمیت برخوردار است. از اینرو تحلیلحرارتی قلب راکتور ضروری می باشد. در مقاله ارایه شده، با در نظر گرفتن حالت پایا، جریان سیال تک فازی و شار حرارتی کسینوسی در میلههای سوخت که در مجتمع سوخت قرار دارند، برای تحلیل حرارتی نیروگاه های هسته ای در آنالیز حرارتی یک میله سوخت، توزیع درجه حرارت در اجزاء تشکیل دهنده میله سوخت و همچنین تاثیر جریان سیال خنک کننده، محاسبه شده است. جواب ها و نمودارهای بدست آمده از نرم افزار FLUENT که دارای دقت بالایی برای محاسبات در یک میله سوخت می باشد، با نتایج تجربی، حل تحلیلی در حالت بدون نگهدارنده میله سوخت مقایسه شده است.

Authors

آرمان زنده بودی

کارشناس ارشد مهندسی مکانیک، دانشکده فنی و مهندسی، دانشگاه شهید باهنر کرمان

امین رودحله پور

کارشناس ارشد مهندسی مکانیک، دانشکده فنی و مهندسی ، دانشگاه آزاد واحد دشتستان

نیما حسنوند

کارشناس مهندسی مکانیک، دانشکده فنی و مهندسی ، دانشگاه آزاد تهران واحد تهران مرکز

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 :
  • موسی محمدپورفرد، آذر 1383 "انتقال حرارت در کانال سوخت راکتور ...
  • مرکز تحقیقات و آمار سازمان انرژی اتمی ایران ...
  • WM .J-GARLAND, 1996 "Nuclear Reactor Process Systems": Thermal Hydraulic Analysis ...
  • Gulsevin et al., 1981 _ 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 ...
  • J.P-HOLMAN, 1997 _ Transfer" 8th Edition, McGraw-Hil Book Company, USA ...
  • M _ M .EL-WAKIL, 1981 "Nuclear Het Transport" 3rd Edition, ...
  • TOHN R.LAMARSH, 1973 "Introduction to Nuclear Engineering" Polytechnic Institute of ...
  • نمایش کامل مراجع