حل عددی معادله‌های ترموهیدرولیکی حاکم بر قلب رآکتور سوخت- کروی (PBMR) با استفاده از مدل ناحیه‌های متخلخل

نویسندگان

1 گروه مهندسی هسته ای، دانشکده علوم و فن آوری های نوین، دانشگاه اصفهان، صندوق پستی: 73441-81746، اصفهان ـ ایران

2 گروه مهندسی هسته‌ای، دانشکده علوم و فن‌آوری‌های نوین، دانشگاه اصفهان، صندوق پستی: 73441-81746، اصفهان ـ ایران

چکیده

حل عددی معادله‌های ترموهیدرولیکی حاکم بر قلب رآکتور PBMR با استفاده از مدل ناحیه‌های متخلخل بررسی شد. در این بررسی ابتدا با توجه به وجود دماهای بسیار بالا در قلب، از کد NJOY برای تولید سطح مقطع در این دماها استفاده شد. سپس توسط کد MCNP4C قدرت حرارتی در راستای عمودی و شعاعی به دست آمد که این دو به عنوان منابع قدرت حرارتی در قلب رآکتور وارد نرم‌افزار CFX.12 شد و با توجه به وجود حدود 450000 مجتمع سوخت در قلب رآکتور و بالا بودن میزان محاسبه‌ها، ناحیه‌ای از قلب که مجتمع‌های سوخت در آن قرار دارند به عنوان یک ناحیه‌‌ی همگن متخلخل در نظر گرفته،‌ و پارامترهای ترموهیدرولیکی قلب رآکتور محاسبه شد. نتایج حاصل از هر دو کد MCNP4C و CFX.12، در مقایسه با نتایج دیگر کدها بر اعتبار این دو برای استفاده شدن در این نوع رآکتور صحه گذاشت. از جمله نتایج دیگری که به دست آمد، شرط تراکم‌پذیر بودن گاز هلیم است؛ این مطالعه نشان داد که نتایج در صورتی قابل مقایسه با نتایج دیگر کدها است که تراکم‌پذیر بودن گاز لحاظ شود و این خود منجر به اصلاح فرمول دارسی- ویسباخ در این نوع رآکتور شد.
 

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Numerical Solution of Governing Thermal-Hydraulic Equations in the Core of PBMR Using the Porous Media Model

نویسندگان [English]

  • Mohammad Hossein Estaki 1
  • Ali Farsoun Pilevar 2
  • Arash Daryabak 2
  • Amir Safavi 2
چکیده [English]

 Numerical solution of governing thermal-hydraulic equations in the core of a pebble bed modular reactor (PBMR) is investigated using the porous media approach. By considering that there is a high temperature helium gas in the core, the NJOY code is used to generate cross sections at these temperatures. Then, the heat flux in the core is obtained in the axial and radial directions by the MCNP code and is consequently used in the computational fluid dynamics (CFD) simulation as a semi- sine and an algebraic function. The major characteristics of the flow field have been identified, whereby the thermal–hydraulic parameters such as temperature and pressure profiles have been specified and compared with the other available data. The results of the MCNP4C and CFX.12 in comparison with the other codes confirmed the present calculation to be used in this type of reactor. Other results that obtained with the use other codes and softwares prove that the inclusion of the compressibility is quite reasonable, where it leads to a slight difference between the measured temperature, pressure and velocity and the actual ones, where it enables us to improve the Darcy-Weisbach equation in this type of reactor.
 
 

کلیدواژه‌ها [English]

  • Numerical Solution
  • Thrermal-Hydraulic Equations
  • PBMR
  • Porous Media
  • MCNP
  • CFX

1. F. Reitsma, G. Strydom, J. De Haas, K. Ivanov, B. Tyobeka, R. Mphahlele, T. Downar, S. Seker, H. Gougar, D. Da Cru, The PBMR steady-state and coupled kinetics core thermal–hydraulics benchmark test problems, Nucl. Eng. Des. 236 (2006) 657–668.

2. B. Dudley, T. Dudley, W. Bouwer, P. De Villiers, Z. Wang, The thermal-hydraulic model for the pebble bed modular reactor (PBMR) plant operator training simulator system, Nucl. Eng. Des. 238 (2008) 3102–3113.

3. Y.A. Hassan, G. Yesilyurt, Flow distribution of pebble bed high temperature of gas cooled reactors using large eddy simulation, J. World Energy Base, ETDEWEB ID: 20265944 (2002).

4. Y.A. Hassan, Large eddy simulation in pebble bed gas cooled core reactors, Nuclear Engineering and Design, 238(3) (2008) 530-537.

5. J. Lee, G. Park, K. Kim, W. Lee, Numerical treatment of pebble contact in the flow and heat transfer analysis of a pebble bed reactor core, Nuclear Engineering and Design, 237 (2007) 2183-2196.

6. A. Acir, H. Coskun, Criticality and burn up analyses of a PBMR-400 full core using Monte Carlo calculation method, Ann. Nucl. Energy 38 (2–3) (2011) 298–301.

7. B. Boer, Optimized Core Design and Fuel Management of a Pebble-Bed Type Nuclear Reactor, IOS Press Under the Imprint Delft University Press (2008).

8. J.F. Briesmeister, MCNP-A General Monte Carlo N-particle Transport Code, Version 4C2 (1997)

9. Y.A. Hassan, G. Yesilyurt, LES simulation in pebble bed modular reactor core through randomly distributed fuel elements, Trans. Nucl. Sci., (2003) 346–348.

10. ANSYS CFX-11.0, ANSYS Inc., Canonsburg, USA, November (2006).

11. M. Kaviany, Principles of Heat Transfer in Porous Media, Springer-Verlag, New York (1995).

12. F.P Incropera, Introduction to Heat Transfer, John Wiley and Sons Inc, United States (2005).

13. K. Kugeler, R. Schulten, Hochtemperatur-reaktortechnik, Springer-Verlag (1989).