شبیه‌سازی عددی جریان سیال داخل لوله تحت‌فشار راکتور CANDU-6 با استفاده از روش دینامیک سیالات محاسباتی و بررسی حضور نانو ذرات در جریان خنک‌کننده

نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 استاد، گروه فیزیک، دانشگاه گیلان، رشت، ایران

2 دانشجوی دکتری، گروه فیزیک، دانشگاه گیلان، رشت، ایران

3 دانشیار، پژوهشکده گداخت، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی، تهران، ایران

چکیده

کاربردهای فراوان نانو سیال در صنایع مختلف موجب شده است تا افزایش کارایی جریان به کمک نانو سیال در راکتورهای هسته‌ای موردتوجه قرار گیرد. یکی از مهم‌ترین مسائل ایمنی در راکتورها، حاشیه ی امن جریان خنک‌کننده می‌باشد. بدین منظور، جریان بدون حضور/ با حضور نانو سیال به‌صورت عددی با نرم‌افزار CFX شبیه‌سازی‌شده است. روش عددی حجم محدود به همراه مدل آشفتگی گذار SSTبرای تحلیل عددی مورداستفاده قرارگرفته است. جریان در لوله تحت‌فشار با دستگاه مختصات ساکن تحلیل شده است. در حالت جریان نانو سیال، چهار کسر حجمی متفاوت به‌صورت عددی مورد بررسی قرارگرفته است. جهت اطمینان از صحت شبیه‌سازی و تنظیم شرایط مرزی، یک متغیر فیزیکی (دمای خروجی از لوله ی تحت‌فشار) مانیتور گردید. خطای عددی پایین، اطمینان از نتایج حاصل را افزایش داده است. نتایج نشان می‌دهد که کسر حجمی 10 درصد موجب بهبود عملکرد جریان شده است.

کلیدواژه‌ها

موضوعات


[1]     Cacuci, D. G., Handbook of Nuclear Engineering, Springer, New York,2010.
[2]     Piro, M., Experimental and Computational Investigation of Flow By-Pass in a 37-Element CANDU Fuel Bundle in a Crept Pressure Tube, In Computational Fluid Dynamics for Nuclear Reactor Safety Applications (CFD4NRS), Cambridge, USA, 2016.
[3]     Teyssedou, A., Necciari, R., Reggio, M. and Mehdi Zadeh, F., Moderator Flow Simulation Around Calandria Tubes of Candu-6 Nuclear Reactors. Engineering Applications of Computational Fluid Mechanics, Vol. 8, No.1, pp. 178-192, 2014.
[4]     Catana, A., Danila, N., Prisecaru, I., and Dupleac, D., Thermal-hydraulics analysis for advanced fuel to be used in Candu 600 nuclear reactors. Paul Scherrer Institut, Switzerland ,2008.
[5]     Catana, A., Dupleac, D., Prisecaru, I. and Denila, N., CFD Thermal-Hydraulic analysis of a CANDU fuel channel, In NUCLEAR 2009 international conference on sustainable development through nuclear research and education, Pitesi, Romania, 2009.
[6]     Catana, A., Prisecaru, I., Dupleac, D., and Danila, N., CFD thermal-hydraulic analysis of a CANDU fuel channel with SEU43 type fuel bundle.  In International Symposium on Nuclear Energy SIEN 2007 Nuclear Power - A New Challenge, (p. 532). Romania: Romanian Nuclear Energy Association, AREN, 2009.
[7]     Zhonsheng, X., and Boczar, P. G., CANDU Fuel–Cycle Vision. Xi'an Jiatong University and Atomic Energy of Canada Limited, 2014.
[8]     Abbasian, F., Hadaller, G. I., and Fortman, R. A., Single-Phase and Two-Phase CFD Simulations of the Coolant Flow Inside a Bruce/Darlington CANDU Flow Channel. In Proc of the Int. Nuclear reactor thermal hydraulics. Conf., NURETH-16, Chicago (pp. 7820-7829), 2015.
[9]     Zadeh, F. M., Étienne, S., and Teyssedou, A., 2-D CFD time-dependent thermal-hydraulic simulations of CANDU-6 moderator flows. Nuclear Engineering and Design, Vol. 309, pp. 122-135, 2016.
[10]  Logtenberg, D., Grant, W., Chan, P., and Corcoran, E., Convective Heat Transfer in CANDU Spent Fuel Racks After a Loss of Coolant. In  26th International Conference on Nuclear Engineering (pp. V009T16A030-V009T16A030). American Society of Mechanical Engineers, 2018.
[11] Piro, M.H.A., Wassermann, F., Grundmann, S. and Leitch, B.W., Progress in on-going Experimental and Computational Fluid Dynamic Investigations within a CANDU Fuel Channel. Nuclear Engineering and Design, Vol. 299, pp.  184-200, 2016.
[12] Keheley, T., AREVA use of CFD in fuel assembly design and licensing, thermal hydraulics, Salt Lake City, UT February,23/24,2006.
[13] Catana, A., Prisecaru, I., Dupleac, D., and Danila, N., Computational fluid dynamic approach for CANDU6 and ACR1000 fuel channel coolant flow. In CIEM2009, In 3rd International Conference on ENERGY and ENVIRONMENT, Bucharest, 12-24 November 2009.
[14] Ehghaghi M. B. and Vajdi M., Numerical and Experimental Study of Splitter Blades Effect on the Centrifugal Pump Performance, Modares Mechanical Engineering journal, Vol. 15, No.3, pp. 398-410, 2015.
[15] Kim, H. T., In, W. K., and Park, J. H., three dimensional analyses of CANDU6 fuel channel using CFX code, In Transactions of the Korean Nuclear Society Autumn Meeting, Jeju, Korea, 2010.