عنوان

آنالیز انتقال حرارت در کانال سوخت راکتور هسته ای

‭۱۵۵۰پ‬

per

آنالیز انتقال حرارت در کانال سوخت راکتور هسته ای

/موسی محمدپورفرد

تبریز : دانشگاه تبریز

‮‭۱۶۳‬ ص .‬

: مصور ، جدول ، نمودار ، عکس ‮‭۳۰‬*‮‭۲۹‬ س.م.-+ یک لوح فشرده

چاپی

واژه نامه به صورت زیرنویس

کتابنامه ص :‮‭۱۴۲-۱۴۳‬

کارشناسی ارشد

مکانیک

‮‭۱۳۸۳/۰۹/۲۵‬

تبریز : دانشگاه تبریز

وجود شکافت و پرتوزایی شدید، به علت واپاشی پاره های شکافت سبب گرم شدن شدید سوخت، غلاف، کند کننده، خنک کننده وسایر مواد ساختاری راکتور می شود .این حرارتی است که می بایست به انرژی مفید و کاملا موثر تبدیل شود .قدرت قابل حصول از یک راکتور بستگی به مقدار انتق‍-ال 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 اص‍-طلاحا تحلیل حرارتی قلب راکتور نامیده می شود باید نقش مهمی در طراحی راکتور ایفاء نماید .در حقیقت، طراحی یک قلب راکتور همان اندازه که به ملاحظات هسته ای بستگی دارد به ملاحظات حرارتی نیز وابسته است .در این پایان نامه، با در نظر گرفتن حالت پایا، جریان سیال تک فازی و شار حرارتی کسینوسی ( ناشی از تولید حرارت کسینوسی میله های سوخت)، توزیع درجه حرارت و تاثیر کانال های جریان در توزیع درجه حرارت اجزاء یک میله سوخت با استفاده از کد محاسباتی‮‭COBRA III‬ - ‮‭C‬بررسی شده است .جواب های بدست آمده برای چگونگی توزیع درجه حرارت از این کد، با حل تحلیلی، حل عددی نرم افزار ‮‭FLUENT‬ و با نتایج تجربی در حالت بدون نگهدارنده و در حالت با نگهدارنده میله سوخت با توجه به عدم وجود نتایج تجربی برای این حالت، با جواب های گرفته شده از نرم افزار ‮‭FLUENT‬ مقایسه شده است که نتایج حاصل دارای تطابق خوبی هستند .پس از اطمینان از درستی و تطابق خوب جواب ها، در مرحله دوم آنالیز انتقال حرارت و همچنین بررسی برخی از پارامترهای هیدرولیکی با استفاده از کد‮‭COBRA III‬ - ‮‭C‬برای مجتمعی از این میله های سوخت در یک کانال سوخت انجام شده است

The presence of fission and intense radioactivity due to fission fragment decay and to neutron activation of clad, structure, moderator, coolant, etc., causes intense heating. This heat must be converted to a useful form of energy as effectively as possible. The produced heat and eventual to power depends on the magnitude of the heat transfer which can take place in the core without damaging the structure material or the fuel elements. In order to ensure safe conversion of heat to power, the thermal analysis (temperature distribution and its heat transfer rate) of the reactor core must be performed. Thermal analysis of the core is as important as neutronic considerations and in fact is an integral part of reactor design [8]. In this paper temperature distribution and subchannel effect of a fuel rod are studied using the COBRA III-C code. Steady state, single phase flow using cosine heat flux is assumed and thermal analysis is done for both with and with out gridspacer cases. The obtained thermal analysis results compared well with the results of the experimental data and the results obtained from the FLUENT code. Following the verification of the code, the heat transfer and thermal analysis of a fuel element (containing a number of fuel rods is presented using the COBRA III-C code.

Heat transfer

reactor core

fuel channel

fuel rod

clad

coolant

محمدپور فرد، موسی

امین فر، حبیب، استاد راهنما

اسماعیل زاده، اسماعیل، استاد مشاور

سیاه و سفید

نمایه‌سازی قبلی