نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

• سید محمد میر وکیلی ¹
• سعیده کربلایی ²
• محمدحسین استکی ³
• سعیده صفائی عرشی ⁴

¹ هیأت علمی

² دانشگاه اصفهان

³ عضو هیات علمی گروه مهندسی پزشکی-دانشکده فیزیک-دانشگاه اصفهان

⁴ هیات علمی پژوهشکده راکتور و ایمنی هسته ای

چکیده

در پژوهش‌های انجام شده در خصوص استفاده از پتانسیل راکتور تحقیقاتی تهران برای تست سوخت‌های تولید داخل، یک چیدمان قلب فشرده‌ شامل یک کانال دام شار نوترون در مرکز قلب به منظور دستیابی به توان خطی مطلوب برای تست سوخت، ارائه شده‌است. در این پژوهش، به ارزیابی ایمنی بارگذاری محفظه پرتودهی سوخت در کانال دام شار نوترون از نقطه نظر ایمنی ترموهیدرولیکی قلب در شرایط پایا، پرداخته شده‌است. به علت تفاوت کانال بین محفظه پرتودهی و صفحات سوخت مجاور آن با سایر کانال‌های عبور خنک‌کننده در قلب، توزیع خنک‌کننده در قلب در پی بارگذاری محفظه پرتودهی سوخت در کانال دام شار نوترون تغییر خواهد کرد. از این رو در این پژوهش، تأثیر بارگذاری محفظه پرتودهی سوخت بر برداشت حرارت از صفحه سوخت مجاور کانال دام شار نوترون که در واقع داغ‌ترین صفحه سوخت موجود در قلب می‌باشد، مورد بررسی قرار گرفته-است. در این ارزیابی، از نرم افزار انسیس فلوئنت با قابلیت شبیه‌سازی همزمان سوخت‌های میله‌ای داخل محفظه پرتودهی و سوخت‌های صفحه‌ای مجاور کانال دام شار نوترون استفاده شده‌است. نتایج شبیه‌سازی نشان می‌دهد بیشینه دمای غلاف صفحات سوخت مجاور محفظه پرتودهی حدود 370 کلوین خواهد بود که از دمای اشباع در فشار کاری راکتور و نیز بیشینه دمای مجاز غلاف برای جلوگیری از بروز خوردگی کمتر است. بیشینه دمای سوخت نیز 9/375 درجه کلوین خواهد بود که در محدوده مجاز قرار دارد. این نتایج، عملکرد ایمن قلب راکتور تهران از نقطه نظر ترموهیدرولیکی در صورت بارگذاری محفظه پرتودهی سوخت در کانال دام شار نوترون را نشان می‌دهند.

کلیدواژه‌ها

• کانال دام شار نوترون
• راکتور تحقیقاتی تهران
• محفظه پرتودهی
• ایمنی ترموهیدرولیکی

موضوعات

• ابزارهای مرتبط با علم و فناوری هسته‌ای

عنوان مقاله [English]

Thermal-Hydraulics Safety Analysis of Neutron Flux Trap Channel of Tehran Research Reactor for Fuel Irradiation Experiment

نویسندگان [English]

• seyed mohammad mirvakili ¹
• saeede karbalai ²
• Mohammad Hossein Esteki ³
• ُSaiedeh Safaei Arshi ⁴

¹ پژوهشگاه

² Faculty of Physics, University of Isfahan

³ Associate Professor Dept. of Nuclear Eng. Faculty of Physics University of Isfahan

⁴ Faculty member

چکیده [English]

In the researches performed regarding the use of Tehran research reactor (TRR) potential for domestic fuels test, a compact core configuration including a central neutron flux trap channel to reach the desired linear heat rate for fuel test is developed. In this research, safety analysis of loading the fuel irradiation capsule in the neutron flux trap channel is performed from thermal-hydraulics viewpoint under steady state condition. Due to the differences between the coolant channel between irradiation capsule and adjacent fuel plates and the other coolant channels in the core, the coolant flow distribution in the core changes after loading the fuel irradiation capsule in neutron flux trap channel. In this study, the effect of loading the fuel irradiation capsule on the heat removal from fuel plate adjacent to neutron flux trap channel, which is the hot fuel plate in the core, is investigated. In this analysis, ANSYS Fluent software with the capability of simultaneous simulation of the rod-type fuels within the irradiation capsule and the fuel plates adjacent to the neutron flux trap channel is applied. The simulation results indicate that maximum clad temperature of the fuel plates adjacent to irradiation capsule will be about 370K, which is lower than saturation temperature under the reactor operating pressure and also the maximum permissible clad temperature to avoid corrosion. Maximum fuel temperature will be 375.9K, which is within the permissible limits. These results indicate safe operation of TRR core from thermal-hydraulics viewpoint if fuel irradiation capsule is loaded in flux trap channel.

کلیدواژه‌ها [English]

• Neutron Flux Trap Channel
• Tehran Research Reactor
• Irradiation Capsule
• Thermal-hydraulics Safety