Numerical Thermal-Hydraulic Performance Analysis of Rigid and Annular Heat Generating Rods Surrounded within a Flowing High Pressure Water

Kalagar, Bagher and Abdi Aghdam, Ebrahim and Jafari, Jalil and Borhanifar, Abdolah (2008) Numerical Thermal-Hydraulic Performance Analysis of Rigid and Annular Heat Generating Rods Surrounded within a Flowing High Pressure Water. Masters thesis, University of Mohaghegh Ardabili.

[img] Text
payan nameh kamel.pdf

Download (1MB)
Official URL: http://uma.ac.ir/

Abstract

In this project a coolant fluid passing around heat generating rods was studied. Two models were considered for solid and annular. Water was supposed as cooling fluid flowing at high pressure. One of the major applications of the subject was recognized to be pressurized water reactors. Therefore the reactors were considered as pilot in the study. This project was offered a new design of nuclear fuel rods increasing the supplied power from the fuel rods together with better safety conditions. To meet the purpose, annular fuel rods providing an inner flow for passing the coolant through inner side of fuel rods were applied instead of the solid rods, used in the common reactors. To determine the fraction of power generated in annular fuel rods and transformed from inner and outer channel surfaces, a program in FORTRAN field was written. The program was linked with COBRA-EN code. The thermo-hydraulic parameters of the new model were obtained. Previously, the model had been used in Westinghouse 3411 MWth PWR using VIPRE-01 code. The same conditions were applied to the COBRA-EN code. The results showed that 43% and 57% of total power took out from inner and outer channel, respectively. The maximum temperature of the fuel rods decreased from 2650K in solid case to 980K in the annular one. Increasing the power and flow rate to 150% of the nominal conditions, the maximum temperature of the solid fuel rod increased above 3000K, higher than the critical temperature of UO2, but at the same conditions in the annular fuel rods it increased to 1256K. The result of the coolant passing the hot channel showed a similar shame for the two models. The fluid quality was changed from 9.6% in the hot channel of the solid rods to 9.2% in the inner channel and 11.5% in outer channel of the annular rods. Increasing the coolant temperature, the MDNBR reduced from 1.446 in the solid fuel rod to 1.318 in the inner channel of the annular fuel rods. Also, using the proposed model, the result showed that the generated power by the fuel rods could be increased (i.e. the ability of the heat removed by coolant was increased).

Item Type: Thesis (Masters)
Persian Title: بررسی عددی عملکرد ترمو¬هیدرولیکی میله¬های مولد گرمای توپر و توخالی احاطه شده در آب جاری فشار بالا
Persian Abstract: در این پژوهش سیال در حال عبور از کنار میله¬های مولد گرما مورد بررسی و مطالعه قرار گرفته است. میله-های مولد گرما در این پژوهش در دو مدل توپر و توخالی هستند. سیال خنک کننده آب سبک است که در فشار بسیار بالا در جریان می¬باشد. این مطالعه کاربرد چشمگیری را در تحلیل راکتورهای هسته¬ای آبی تحت فشار دارد لذا به عنوان محور بحث در نظر گرفته شده است. در این پژوهش مدل جدیدی برای سوخت¬های هسته¬ای پیشنهاد شده است تا بتوان امکان برداشت حرارت را از راکتور را ضمن بهبود شرایط ایمنی افزایش داد. به همین منظور میله¬های سوخت توپر با میله¬های سوخت توخالی که سیال خنک کننده بتواند در درون میله سوخت نیز حرکت کند جایگزین می¬شود تا بتوان با افزایش سطح انتقال حرارت از میله سوخت، حرارت بیشتری را از قلب برداشت نمود. برای تعیین کسر توان خروجی از سطح میله¬های سوخت به کانال¬های سیال خنک کننده داخلی و خارجی یک برنامه کامپیوتری به زبان فرترن تهیه شد تا پس از تعیین کسر توان ورودی به هر کانال، با مشخصه¬های ترموهیدرولیکی مدل پیشنهاد شده استفاده از کد COBRA-EN، مورد بررسی قرار گیرد. این پیشنهاد بر روی راکتور هسته¬ای آبی تحت فشار وستینگهاوس با توان حرارتی 3411 مگاوات مورد بررسی قرار گرفته و پس از انجام محاسبات کسر توان ورودی به کانال¬های داخلی و خروجی به ترتیب 43% و 57% شده است. برای سیال عبوری در کانال¬های داغ مشاهده می¬شود که نتایج حاصله برای سوخت¬های توپر و توخالی بسیار به هم نزدیک هستند. مقدار کیفیت سیال عبوری در کانال داغ از %6/9 در میله¬سوخت توپر به %2/9 در کانال داخلی و %5/11 در کانال خارجی رسیده است. ضمن افزایش دمای سیال جاری، حداقل مقدار میزان انحراف از جوشش هسته¬ای از 446/1 در سوخت توپر به 318/1 در بخش داخلی سوخت توخالی رسیده است. دمای مرکز میله سوخت از مقدار 2650 به 980 درجه کلوین با %100 توان کاهش یافته است. با افزایش توان و دبی سیال عبوری در قلب به %150 مقدار اسمی آنها مشاهده شد که برای میله سوخت توپر حداکثر دمای میله سوخت به بالاتر از 3000 درجه کلوین رسیده است که باعث می¬گردد قرص سوخت در خطر ذوب شدن قرار بگیرد، اما حداکثر این مقدار در میله سوخت توخالی به مقدار 1256 درجه کلوین رسیده است. نتایج حاصله برای میله سوخت توخالی نشان می¬دهد که مدل پیشنهادی در این پژوهش ضمن افزایش انتقال گرما، توانایی تولید توان بیشتری را در قلب راکتور دارد که باعث افزایش توانایی کارایی راکتورهای هسته¬ای می¬گردد.
Supervisor:
SupervisorE-mail
Abdi Aghdam, Dr. EbrahimUNSPECIFIED
Jafari, Dr. JalilUNSPECIFIED
Advisor:
AdvisorE-mail
Borhanifar, Dr. AbdolahUNSPECIFIED
Subjects: Faculty of Basic Sciences > Department of Mathematics
Divisions > Faculty of Basic Sciences > Department of Mathematics
Divisions: Subjects > Faculty of Engineering > Department of Mechanical Engineering
Faculty of Engineering > Department of Mechanical Engineering
Date Deposited: 01 Jul 2019 05:29
Last Modified: 01 Jul 2019 05:29
URI: http://repository.uma.ac.ir/id/eprint/7169

Actions (login required)

View Item View Item