بررسی عددی اثرات ترموهیدرولیکی مغشوش کننده‌ سیم‌‌پیچشی با گام‌های مختلف در مجتمع سوخت شش‌وجهی

نوع مقاله : مقاله مستقل

نویسندگان

1 دانشیار مهندسی مکانیک، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، پژوهشکده رآکتور و ایمنی هسته‌ای، تهران، ایران

2 کارشناسی ارشد مهندسی مکانیک، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، تهران، ایران

3 کارشناسی ارشد مهندسی هسته‌ای، دانشگاه شهید بهشتی، تهران، ایران

چکیده

در این پژوهش اثرات ترموهیدرولیکی مغشوش‌کننده‌های سیم‌پیچشی با گام‌های مختلف در شرایط ترموهیدرولیکی متفاوت برای یک مجتمع سوخت شش‌وجهی با هفت میله سوخت بررسی‌شده است. تحلیل حرارتی و سیالاتی برای چهارگام‌ ۶۶، ۱۰۰، ۲۰۰ و ۴۰۰ انجام گرفته و سپس نتایج بدست آمده باحالت بدون مغشوش‌کننده مقایسه شده است. برای انجام این شبیه سازی از مدل آشفتگی k-ε استفاده شده است. نتایج نشان می‌دهد با افزایش عدد رینولدز نسبت افت فشار مجتمع‌ سوخت دارای سیم‌پیچ به بدون سیم‌پیچ در رینولدز100000 افزایش ۱۰۰ درصدی دارد. کانتورهای سرعت نشان می دهد کاهش گام مغشوش‌کننده سیم‌پیچشی باعث اختلاط بهتر جریان و چرخش سیال در طول کانال می‌شود. کاهش گام در رینولدز ثابت نیز باعث افزایش افت فشار است (افزایش ۶۰ درصدی برای کاهش گام از ۲۰۰ به ۱۰۰ میلی‌متر). با استفاده از کانتورهای انتقال حرارت سیال در طول کانال اثرات بهبود انتقال حرارت با حضور سیم‌پیچ را می‌توان مشاهده کرد. همچنین کاهش گام باعث توزیع یکنواخت‌تر دما در هر مقطع از مجتمع می‌شود.

کلیدواژه‌ها


[1] Todreas, N.E. and M.S. Kazimi,(2021) Nuclear systems volume I: Thermal hydraulic fundamentals.: CRC press.
]۲[ م. طالبی ، ع. حاتمی،(1400) تحلیل نیروهای ارتعاشی القایی غیردائم وارد بر یک مجتمع سوخت هسته ای در جریان محوری مغشوش. نشریه مهندسی و مدیریت انرژی.
]۳[ م. عسگری، م. طالبی، م. عبدی، (1392)شبیه سازی عددی افت فشار و انتقال حرارت اجباری حول میله های یک مجتمع سوخت هسته ای به همراه شبکه های نگه دارنده. مجله علوم و فنون هسته ای.
[4] Nijsing, R. and W. Eifler,(1974) A computation method for the steady state thermohydraulic analysis of fuel rod bundles with single phase cooling. Nucl Eng Des. 30(2): p. 145-185.
[5] Arwikar, K. and H. Fenech, (1979) Heat transfer, momentum losses and flow mixing in a 61-tube bundle with wire-wrap. Nucl Eng Des. 55(3): p. 403-417.
[6] Novendstern, E.(1972) Turbulent flow pressure drop model for fuel rod assemblies utilizing a helical wire-wrap spacer system. Nucl Eng Des. 22(1): p. 28-42.
[7] Fenech, H.,(1985) Local heat transfer and hot-spot factors in wire-wrap tube bundle. Nucl Eng Des, 88(3): p. 357-365.
[8] Shimizu, T., H. Ninokata, and H. Shishido,(1990) Distributed parameter analysis for the prediction of the fine structure of flow and temperature fields in wire-wrapped fuel pin bundle geometries. Nucl Eng Des, 120(2-3): p. 369-383.
[9] Lafay, J., B. Menant, and J. Barroil, (1975) Local pressure measurements and peripheral flow visualization in a water 19-rod bundle compared with FLICA II B calculations: influence of helical wire-wrap space system., CEA Centre d'Etudes Nucleaires de Grenoble.
[10] Gajapathy, R., et al.,(2007), CFD investigation of helical wire-wrapped 7-pin fuel bundle and the challenges in modeling full scale 217 pin bundle. Nucl Eng Des. 237(24): p. 2332-2342.
[11] Diller, P., N. Todreas, and P. Hejzlar, (2009) Thermal-hydraulic analysis for wire-wrapped PWR cores. Nucl Eng Des. 239(8): p. 1461-1470.
[12] Natesan, K., et al. (2010), Turbulent flow simulation in a wire-wrap rod bundle of an LMFBR. Nucl Eng Des, 2010. 240(5): p. 1063-1072.
[13] Rolfo, S., et al.,(2012) Thermal-hydraulic study of a wire spacer fuel assembly. Nucl Eng Des. 243: p. 251-262.
[14] Pacio, J., et al.,(2016) Experimental study of heavy-liquid metal (LBE) flow and heat transfer along a hexagonal 19-rod bundle with wire spacers. Nucl Eng Des. 301: p. 111-127.
[15] Cheng, S.-K. and N.E. (1986) Todreas, Hydrodynamic models and correlations for bare and wire-wrapped hexagonal rod bundles—bundle friction factors, subchannel friction factors and mixing parameters. Nucl Eng Des. 92(2): p. 227-251.
[16] Kazimi, M. and M. Carelli, (1976) Heat transfer correlation for analysis of CRBRP assemblies. Westinghouse Report.
[17] Wang, D., C. Peng, and Y. Guo, (2020) Thermal-hydraulic analysis of a 7-pin sodium-cooled fast reactor wire-wrapped fuel bundle. Int J Heat Mass Transf. 160: p. 120178.
[18] Lyu, K., et al.,(2021) Numerical investigation of thermal hydraulic behaviors in wire-wrapped bundle with smaller wire diameter of peripheral rods. Ann Nucl Energy. 163: p. 108526.
[19] Bovati, O., et al.,(2022) Pressure drop and flow characteristics in partially blocked wire wrapped rod bundles. Ann Nucl Energy, 165: p. 108671.
[20] Sreenivasulu, T. and B. Prasad, (2009) Flow and heat transfer characteristics in an annulus wrapped with a helical wire. Int J Therm Sci, 48(7): p. 1377-1391.