NATIONAL BIBLIOGRAPHY NUMBER
Number
۱۵۵۰پ
LANGUAGE OF THE ITEM
.Language of Text, Soundtrack etc
per
TITLE AND STATEMENT OF RESPONSIBILITY
Title Proper
آنالیز انتقال حرارت در کانال سوخت راکتور هسته ای
First Statement of Responsibility
/موسی محمدپورفرد
.PUBLICATION, DISTRIBUTION, ETC
Name of Publisher, Distributor, etc.
تبریز : دانشگاه تبریز
PHYSICAL DESCRIPTION
Specific Material Designation and Extent of Item
۱۶۳ ص .
Other Physical Details
: مصور ، جدول ، نمودار ، عکس ۳۰*۲۹ س.م.-+ یک لوح فشرده
NOTES PERTAINING TO PUBLICATION, DISTRIBUTION, ETC.
Text of Note
چاپی
INTERNAL BIBLIOGRAPHIES/INDEXES NOTE
Text of Note
واژه نامه به صورت زیرنویس
Text of Note
کتابنامه ص :۱۴۲-۱۴۳
DISSERTATION (THESIS) NOTE
Dissertation or thesis details and type of degree
کارشناسی ارشد
Discipline of degree
مکانیک
Date of degree
۱۳۸۳/۰۹/۲۵
Body granting the degree
تبریز : دانشگاه تبریز
SUMMARY OR ABSTRACT
Text of Note
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
Text of Note
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.
TOPICAL NAME USED AS SUBJECT
Heat transfer
reactor core
fuel channel
fuel rod
clad
coolant
PERSONAL NAME - PRIMARY RESPONSIBILITY
محمدپور فرد، موسی
PERSONAL NAME - SECONDARY RESPONSIBILITY
امین فر، حبیب، استاد راهنما
اسماعیل زاده، اسماعیل، استاد مشاور
ELECTRONIC LOCATION AND ACCESS
Public note
سیاه و سفید
نمایه‌سازی قبلی
