بررسی و شبیه ‌سازی انتقال حرارت در میله سوخت داغ قلب راکتور هسته ای

نوع مقاله : علمی پژوهشی

نویسندگان

1 دانشجوی دکتری، دانشکده مهندسی مکانیک، دانشگاه صنعتی ارومیه، ارومیه

2 دانشیار، دانشکده مهندسی مکانیک، دانشگاه شهید مدنی آذربایجان، تبریز

چکیده

در این مقاله به بررسی انتقال حرارت در میله­ سوخت داغ استوانه‌ ای شکل قلب راکتور هسته ‌ای تحت فشار مانند راکتور بوشهر پرداخته شده است. به طور کلی در آنالیز حرارتی یک میله سوخت، توجه ویژه به توزیع درجه حرارت در اجزاء تشکیل دهنده میله سوخت و همچنین تأثیر جریان سیال اطراف آن بر میزان برداشت حرارت معطوف می گردد. لذا در این مطالعه با استفاده از معادلات انتقال حرارت در سوخت و سیال مجاور آن، میزان شدت انتقال حرارت و تأثیر پارامترهای مختلف مورد بررسی قرار گرفته است. برای این شبیه‌ سازی از دو نرم‌ افزار انسیس فلوئنت (CFD) و کد هسته ‌ای COBRA-EN استفاده شده است، در این مدل‌ سازی از مدلEPRI  کد COBRA-EN به دلیل محافظه ‌کارانه بودن آن برای محاسبه شار حرارتی بحرانی و حداکثر و متوسط دمای سوخت، آنتالپی، دمای خنک کننده، دبی جرمی خنک کننده استفاده شده است و نتایج آن با نتایج CFD و نتایج مرجع مقایسه گردیده است. همچنین پارامترهای ترموهیدرولیکی گاز هلیوم تحت فشار محبوس در بین سوخت و غلاف میله سوخت نیز بررسی گردیده است.

کلیدواژه‌ها


[1] Marakis, J., Papapavlou, C., Kakaras, E., “A parametric study of radiative heat transfer in pulverised coal furnaces”, Int. J. Heat Mass Transf, Vol. 43, No. 16, pp. 2961–2971, (2000).
[2] Spinnler, M., Winter, E.R., Viskanta, R., “Studies on high-temperature multilayer thermal insulations”, Int. J. Heat Mass Transf, Vol. 47, No. 7, pp. 1305–1312, (2004).
[3] Mezrhab, A., Bouali, H., Amaoui, H., Bouzidi, M., “Computation of combined natural-convection and radiation heat-transfer in a cavity having a square body at its center”, Apply Energy, Vol. 83, pp. 1004–1023, (2006).
[4] Vivek, V., Sharma, A.K., Balaji, C., “Interaction effects between laminar natural convection and surface radiation in tilted square and shallow enclosures”, Int. J. Therm. Sci., Vol. 60, pp. 70–84, (2012).
[5] Martyushev, S.G., Sheremet, M.A., “Conjugate natural convection combined with surface thermal radiation in a three-dimensional enclosure with a heat source”, International Journal of Heat and Mass Transfer, Vol. 73, pp. 340–353, (2014).
[6] Aghaie, M., Zolfaghari, A., and Minuchehr, A., “Coupled neutronic thermal-hydraulic transient analysis of accidents in PWRs”, Annals of Nuclear Energy, Vol. 50, pp.158–166, (2012).
[7] Wang, Q., Chen, X., Yi-chong, X., “Accident like the Fukushima unlikely in a country with effective nuclear regulation: literature review and proposed guidelines”, Renew. Sustain. Energy Rev., Vol. 17 pp. 126–146, (2013).
[8] Mochizuki, H., “Analysis of the chernobyl accident from 1:19:00 to the first power excursion”, Nucl. Eng. Des., Vol. 237, pp. 300–307, (2007).
[9] U.S. Nrc, Backgrounder on the three mile island accident, United State Nucl. Regul., Comm., pp1-7, (1979).
[10] IAEA, “Thermophysical properties database of materials for light water reactors and heavy water reactors”, Int. Atom. Energy Agency, http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/37/118/37118326.pdf, (2006).
[11] IAEA, Computational analysis of the behaviour of nuclear fuel under steady state, transient and accident conditions, Int. Atom. Energy Agency, https://www.taodocs.com/p-50010983.html, (2007).
[12] Wilhelm, P., Jobst, M., Schäfer, F., Kliem, S., “Severe accident research activities at Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf (HZDR)”, Kerntechnik, Vol. 81, pp. 134–137, (2016).
[13] Aounallah, Y., “Simulation of HALDEN IFA-650 loss-of-coolant accidents test with TRACE”, Kerntechnik, Vol. 77, pp. 316–323, (2012).
[14] Horhoianu, G., Serbanel, M., Diaconu, C., “Investigation of the Ru-43LV fuel behaviour under LOCA conditions in a CANDU reactor”, Kerntechnik, Vol. 77, pp. 356–364, (2012).
[15] Faghihi, F., Mirvakili, S.M., Safaei, S., and Bagheri, S., “Neutronics and sub-channel thermal-hydraulics analysis of the Iranian VVER-1000 fuel bundle”, Progress in Nuclear Energy, Vol. 87, No. 6, pp. 39-46, (2016).
[16] Sadeghiazad, M.M., Choobdar, F., “Investigation of thermal-hydraulic transient analysis of hot fuel rod in the pump failure accident”, International Journal of Nuclear Energy Science and Technology, Vol. 14, No. 3, pp. 264-279, (2021).
[17] Arshi, S., Safaei, S., Mirvakili, M., and Faghihi, F., “Modified COBRA-EN code to investigate thermal-hydraulic analysis of the Iranian VVER-1000 core”, Progress in Nuclear Energy, Vol. 52, No. 6, pp. 589-595, (2010).
[18] Russia Federal Agency on Nuclear Energy, Bushehr NPP final safety analysis report, Moscow, (2005).
[19] Hanisch, T., Zedler, P., Hurtado, A., Rüdiger, F., Fröhlich, J., “Numerical and experimental analysis of flow and heat transfer in a fuel assembly mock-up with transverse flow above the rods”, International Journal of Heat and Fluid Flow, Vol. 89, pp. 108-809, (2021).
[20] Tikadar, A., Najeeb, U., Titan C., Paul, S.K., Azzam, O., Salman, S., Ahmed M., Abir, L.A., Carrilho, J.A., “Numerical investigation of heat transfer and pressure drop in nuclear fuel rod with three-dimensional surface roughness”, International Journal of Heat and Mass Transfer, Vol. 126, Part B, pp. 493-507, (2018).
[21] Basile, D., Beghi, M., Chierici, R., Salina, E., Brega, E., “COBRA-EN: an upgraded version of the COBRA-3C/MIT code for thermal hydraulic transient analysis of light water reactor fuel assemblies and cores”, ENELCRTN, Milano, (1999).
[22] Incropera, F. P., DeWitt, D.z P., Bergman, T. L., Lavine, A. S.,  Introduction to zHeat transfer, 5th eddition, pp. 42-68, (Translated by A.A. Rostami, M. Shirazi), Isfahan University of Technology Publication Center, (2013).  (in Persianفارسی )
[23] EL-WAKIL, M. M., “Nuclear Heat Transport”, The American Nuclear Society, 3rd Edition, (1981).
[24] Todreas, N. E., and Kazimi, M.S., “Nuclear Systems Ⅱ Elements of Thermal Hydraulic Design”, Hemisphere publishing corporation, New York, (1990).
[25] Yu, J., Wang, S., Jia, B., “Development of sub-channel analysis code for CANDUSCWR. Prog”, Nucl. Energy, Vol. 49, pp. 334-350, (2007).