شبیه‌سازی جریان سیال بین تیغه‌ی سربی ستون گرمایی و قلب در یک رآکتور تحقیقاتی از نوع استخری و بهبود شرایط خنک‌کنندگی آن

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

پژوهشکده‌ی رآکتور، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1339-14155، تهران ـ ایران

چکیده

در رآکتورهای تحقیقاتی از نوع استخری نظیر رآکتور تهران که از تسهیلات پرتودهی ستون گرمایی بهره می‌برند، پرتوهای گامای تولیدی در قلب رآکتور توسط تیغه‌ی سربی ستون گرمایی که در مجاورت قلب قرار دارد جذب می‌شوند. این فرایند با تولید گرما در تیغه‌ی سربی همراه است و باعث ایجاد جریان جابه‌جایی طبیعی بین تیغه‌ی سربی و دیواره‌ی قلب می‌شود. در این پژوهش، جریان و انتقال حرارت 3 بعدی در کانال شکل گرفته از تیغه‌ی سربی ستون گرمایی و دیواره‌ی قلب به طور عددی با استفاده از کد دینامیک سیال‌های محاسباتی (CFD) شبیه‌سازی شد. هدف از این شبیه‌سازی تعیین توزیع دما بر روی تیغه‌ی سربی و یافتن راه حلی برای جلوگیری از پدیده‌ی جوشش هسته‌ای بود که ممکن است روی سطح تیغه‌ی سربی اتفاق بیفتد. یافته‌ها نشان داد که در شرایط جریان طبیعی، بیشینه دمای سطح تیغه‌ی سربی از دمای متناظر با جوشش هسته‌ای سیال بیش‌تر است. در نتیجه با امتداد صفحه‌ی مشبک به زیر کانال مابین تیغه‌ی سربی و دیواره‌ی قلب و برقراری شرایط جریان اجباری به عنوان راهکاری مؤثر می‌توان از جوشش سیال جلوگیری کرد.
 

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Numerical simulation of flow and heat transfer between thermal column lead slab and core edge surfaces in a pool-type research reactor and enhancement of its cooling condition

نویسندگان [English]

  • Amin Davari
  • seyed Mohammad Mirvakili
  • Ebrahim Abedi
  • SeyedMojtaba Sadat Ashkevar
چکیده [English]

In pool-type research reactors, utilizing thermal column irradiation facilities through the fission process in the core, gamma rays are produced and absorbed by lead slab as a gamma rays shield of thermal column. Consequently, heat is generated in the lead slab surface which induces flow by the thermal buoyancy force. In the present work, 3D, CFD simulation of flow and heat transfer in a channel, formed by the thermal column and core edge, is considered. The aim is to obtain the temperature distribution on the lead surface and also a solution to prevent boiling, which may occur on the lead surface. It is observed that the hot spot on the lead surface exceeds the boiling point in natural convection mechanism. Therefore, the grid plate is extended underneath the channel so that water can flow through the channel and exit to the plenum causing forced convection to be established as an effective way to eliminate the boiling occurrence.
 
 

کلیدواژه‌ها [English]

  • Pool- type research reactor
  • Thermal column
  • Lead slab
  • CFD code

مراجع

[1] S. Ramanathan, R. Kumar, Correlations for Natural convection Between Heated Vertical Plates Heated Asymmetrically, ASME Journal of Heat Transfer, 113 (1991) 97-107.

[2] W. Elenbaas, Heat dissipation of Parallel Plates by Free Convection, Physica, 9 (1942) 1-28.

[3] W. Aung, Fully Developed Laminar Free Convection Between Vertical Plates Heated Asymmetrically, International Journal of Heat and Mass Transfer, 15 (1972) 1577-1580.

[4] W. Aung, L.S. Fletcher, V. Sernas, Developing Laminar free convection Between Vertical Plates with Asymmetrics Heating, International Journal of Heat and Mass Transfer, 16 (1972) 2293-2308.

[5] T.A. Wirtz, R.J. Stutzman, Experiments on Free Convection Between Vertical Plates With symmetric Heating, ASME Journal of Heat Transfer, 104 (1982) 501-507.

[6] E.M. Sparrow, L.F.A. Azevedo, Vertical-channel Natural Convection Spanning Between the Fully-developed Limit and the Single-plate Boundary-layer Limit, International Journal of Heat and Mass Transfer, 28(10) (1985) 1847-1857.

[7] M.A. Langerman, Natural convection Heat transfer Analysis of ATR Fuel Elements, Technical Report, Technical Information Center Oak Ridge Tennessee, (1992).

[8] M. Azzoune, L. Mammou, M.H. Boulheouchat, T. Zidi, M.Y. Mokeddem, S. Belaid, A. Bousbia Salah, B. Meftah, A. Boumedien, NUR research reactor safety analysis study for long time natural convection (NC) operation mode, Nuclear Engineering and Design, 240 (2010) 823-831.

[9] Samiran. Sengupta, P.K. Vijayan, Anil. Pathrose, S.B. Chafle, K. Sasidharan, Three dimensional conjugate heat transfer analysis of BeO reflector assemblies of upgraded Apsara reactor, Int. J. Adv Eng Sci Appl Math, 4(3) (2012) 152-164.

[10] Y. Kasesaz, H. Khalafi, F. Rahmani, A. Ezati, M. Keyvani, A. Hossnirokh, M.A. Shamami, Design and construction of a thermal neutron beam for BNCT at Tehran Research Reactor, Applied Radiation and isotops, In Press, 94 (2014) 149-151.

[11] Atomic Energy Organization of Iran, Safety analysis report for Tehran research reactor (TRR), 1, (January 2009).

[12] Ansys Inc, Fluent User's Guide 14, (2011).

[13] B.E. Launder, D.B. Spalding, The Numerical Computation of Turbulent Flows, Computer Methods in Applied Mechanics and Engineering, 3 (1974) 269-289.

[14] D.C. Wilcox, Turbulence Modeling for CFD. DCW Industries, Inc., La Canada, California, (1998).

[15] D.B. Pelowitz, MCNPx User's Manual, Version 2.5.0, LA-CP-05-0369, (April 2005).

مجله علوم و فنون هسته ای

دوره 36، جلد 74
زمستان 1394
صفحه 9-18

فایل ها

اشتراک گذاری

ارجاع به این مقاله

آمار