reactor pressure vessel
در نشریات گروه فیزیک-
در راکتورهای PWR عوامل مختلفی مانند افزایش یا کاهش برداشت حرارت از مدار اولیه، باعث بروز پدیده اختلاط سیال خنک کننده در محفظه فشار راکتور می شود. تعیین میزان اختلاط شکل گرفته از حیث حفظ ایمنی و کنترل راکتور بسیار حایز اهمیت است. در این پژوهش تست ترموهیدرولیکی اختلاط سیال خنک کننده در محفظه تحت فشار راکتور نیروگاه هسته ای بوشهر با نرم افزار ANSYS CFX 18.0 به صورت سه بعدی شبیه سازی شده است. در این تست، اختلاط سیال ناشی از کاهش برداشت حرارت از مدار اولیه توسط مدار ثانویه بررسی می شود. هدف این پژوهش محاسبه توزیع دمای سیال خنک کننده، ضرایب اختلاط (درصد اختلاط) بین حلقه های مدار اولیه و هم چنین تمام پارامترهای ترموهیدرولیکی سیال خنک کننده در تمام نقاط راکتور از جمله قلب که بسیار حایز اهمیت است، می باشد. بدین منظور هندسه کامل راکتور و اجزای داخلی آن به صورت دقیق مدل می شود و با استفاده از نرم افزار CFX، معادلات جریان داخل راکتور حل می گردد. معادلاتی که برای جریان حل می شوند، معادلات ناویر- استوکس متوسط گیری شده توسط رینولدز به همراه معادلات مدل آشفتگی دو معادله ای SST k-ω می باشد. با مقایسه نتایج به دست آمده حاصل از شبیه سازی و نتایج تجربی حاصل از تست راه اندازی مربوطه در نیروگاه بوشهر، متوسط خطای به دست آمده در محاسبه ضرایب اختلاط بین حلقه ها 6/45 درصد و برای ورودی قلب 10/92 درصد می باشد. این درصد خطا با توجه به کارهای مشابه و هم چنین ساده سازی های صورت گرفته در حین شبیه سازی، مطلوب و قابل اعتماد است.
کلید واژگان: اختلاط سیال، محفظه فشار راکتور، نیروگاه هسته ای بوشهر، توزیع دمای خنک کننده، ضرایب اختلاط، CFXThere are different parameters such as increase or decrease of heat removal from primary circuit which affect the coolant mixing phenomena in the vessels of pressurized water reactors (PWRs). Determination of mixing level is very important from reactor safety and control aspects. In this study, the thermal hydraulic test of coolant mixing within the reactor pressure vessel of Bushehr nuclear power plant (BNPP) has been simulated (3-D modeling) using ANSYS CFX 18.0. In this test, the fluid mixing due to primary circuit heat removal decrease has been investigated and the goal of this research has been defined as finding the coolant temperature distribution, computing the primary circuit loops mixing coefficients and other thermal hydraulic parameters of coolant in the whole reactor zones specially the reactor core which is the most important. To achieve this, the geometry of whole reactor considering all components have been modeled and the governing equations of reactor flow field (the Reynolds Averaged Navier-Stokes equations utilizing SST k-ω turbulence model) have been solved in CFX. Comparison of simulation results and experimental results of BNPP startup test shows the average error of 6.45 % and 10.92 % for mixing coefficient of loops and core inlet, respectively. According to the implemented simplifications, the results have good accuracy.
Keywords: Coolant mixing, Reactor pressure vessel, BNPP, Coolant temperature distribution, Mixing coefficient, CFX -
محاسبات آسیب ناشی از تابش نوترون برای تخمین طول عمر تاسیسات هسته ای بسیار حایز اهمیت است. هدف از این پژوهش، بررسی حساسیت میزان آسیب نسبت به طیف نوترون در ناحیه بیشینه شار از محفظه فشار می باشد. محاسبات آسیب تابشی برای سه ساختار گروه بندی انرژی مختلف در ناحیه بیشینه شار توسط کدهای SPECOMP و SPECTER صورت گرفته است. با مقایسه نتایج حاصل از ارزیابی کد SPECTER و مقادیر به دست آمده از استاندارد ASTM E-693، برای سه ساختار گروه بندی انرژی WIMS، CINDER و OPENMC در ضخامت یک چهارم محفظه فشار، میزان اختلاف محاسبات به ترتیب 4-10×25/0، 4-10×75/0 و 4-10×74/1 به دست آمده است. بنابراین گروه بندی انرژی WIMS با اختلاف 4-10×25/0، میزان آسیب دقیق تری در ضخامت یک چهارم محفظه فشار رآکتور WWER 1000 را به دست می دهد. در ضخامت سه چهارم محفظه فشار (با توجه به تغییر ترکیبات ماده محفظه فشار)، میزان اختلاف محاسبات به ترتیب برابر با 4-10×43/0، 4-10×52/0و 4-10×86/1 می باشد. بنابراین در ضخامت سه چهارم محفظه فشار نیز گروه بندی انرژی WIMS با کم ترین اختلاف نسبت به مقدار استاندارد ASTM E-693 (4-10×43/0)، دقیق ترین آسیب را نسبت به دو طیف دیگر محاسبه می کند. نتایج حاصل از آنالیز حساسیت محاسبات آسیب در ضخامت های مختلف گویای این واقعیت است که محاسبات آسیب نسبت به تعداد گروه انرژی نوترون بسیار حساس است و با افزایش گروه انرژی، اختلاف بین مقادیر آسیب با مقدار استاندارد ASTM E-693 کاهش یافته است. با توجه به نتایج آسیب برای ضخامت یک چهارم، میزان تنش عملکردی به وجود آمده توسط گروه بندی انرژی WIMS در مدت زمان 1، 5، 10، 15، 20، 25، 30، 35 و 40 سال کارکرد رآکتور WWER 1000 محاسبه شده است.
کلید واژگان: آسیب تابش، کد محاسباتی SPECTER، آنالیز حساسیت، تنش عملکردی، محفظه فشارRadiation damage calculation is very important for estimating the lifetime of nuclear power plant instruments. The purpose of the present study is to evaluate the sensitivity of the damage values to the neutron group energy, where the neutron flux rate is maximum. In the present study, we propose three neutron group energy (WIMS, CINDER, and OPENMC) to evaluate the sensitivity of radiation damage calculations. The obtained result from SPECTER code shows that the differences between these results and the standard values (ASTM E-693) for three group energy WIMS, CINDER and OPENMC are respectively 0.25E-04, 0.75E-04, and 1.74E-04 in the ¼ diameter of reactor pressure vessel (RPV). Therefore, the WIMS energy group is the most accurate spectrum compared to other spectrums in this region. Also, these differences are respectively 0.43E-04, 0.52E-04, and 1.86E-04 in the ¾ diameter of RPV. Moreover, the WIMS group energy is the most accurate spectrum in this region. This result shows that increasing the number of neutron energy group cause to reduce the difference between calculation of damage and its standard values. According to the results of calculated damage that induced by WIMS group energy in ¼ diameter of RPV, the values of yield strength at 1, 5, 10, 15, 20, 25, 30, 35 and 40 years are calculated by SPECOMP and SPECTER codes.
Keywords: Radiation damage, SPECTER code, Sensitivity Analysis, Yield strength, Reactor pressure vessel
- نتایج بر اساس تاریخ انتشار مرتب شده‌اند.
- کلیدواژه مورد نظر شما تنها در فیلد کلیدواژگان مقالات جستجو شده‌است. به منظور حذف نتایج غیر مرتبط، جستجو تنها در مقالات مجلاتی انجام شده که با مجله ماخذ هم موضوع هستند.
- در صورتی که می‌خواهید جستجو را در همه موضوعات و با شرایط دیگر تکرار کنید به صفحه جستجوی پیشرفته مجلات مراجعه کنید.
©2000-2025 magiran.com All Rights Reserved.