Nội dung được dịch bởi AI, chỉ mang tính chất tham khảo
Tổng quan về thiết kế thủy lực hồ của lò phản ứng nhanh sinh sản nguyên mẫu Ấn Độ
Tóm tắt
Thủy lực nhiệt đóng vai trò quan trọng trong việc thiết kế các thành phần của lò phản ứng nhanh sinh sản làm mát bằng kim loại lỏng, nơi mà tải nhiệt là yếu tố chi phối. Các nghiên cứu thủy lực nhiệt chi tiết về các thành phần của lò phản ứng, xem xét sự truyền nhiệt đa vật lý, là điều thiết yếu để chọn lựa thiết kế tối ưu giữa các khả năng khác nhau. Thủy lực hồ có bản chất đa chiều và việc xử lý một chiều đơn giản thường không đầy đủ. Điện toán động lực học chất lỏng (CFD) đóng vai trò quan trọng trong việc thiết kế các lò phản ứng kiểu hồ và trở thành một công cụ ngày càng phổ biến, nhờ vào những tiến bộ trong công nghệ tính toán. Trong bài báo này, đặc điểm thủy lực nhiệt của lò phản ứng nhanh sinh sản, các giới hạn thiết kế và những nghiên cứu thủy lực nhiệt thách thức đã được thực hiện nhằm thiết kế thành công Lò phản ứng nhanh sinh sản nguyên mẫu Ấn Độ (PFBR) đang được xây dựng, sẽ được làm nổi bật. Sự chú ý đặc biệt được dành cho các hiện tượng như phân tầng nhiệt, tách nhiệt, hiện tượng khí lẫn vào, dòng chảy giữa các lớp trong việc loại bỏ nhiệt phân rã và đối lưu tế bào đa vật lý. Các vấn đề liên quan đến những hiện tượng này và các giải pháp thiết kế để giải quyết chúng hợp lý được giải thích chi tiết. Các thí nghiệm được thực hiện cho các hiện tượng đặc biệt, không thể áp dụng phương pháp CFD và các thí nghiệm được thực hiện để xác thực các mã máy tính cũng được mô tả.
Từ khóa
#thủy lực nhiệt #lò phản ứng nhanh sinh sản #mô phỏng CFD #thiết kế #hiện tượng vật lý đa dạngTài liệu tham khảo
Asok Kumar M 1990 THYC-3D, A computer code for thermal hydraulic analysis. Proc. 4th Int. Conf. on Simulation Methods in Nuclear Engineering, Montreal
Azarian M, Astegiano J C, Tenchine D, Lacroix M, Vidard M 1990 Sodium thermal-hydraulics in the pool LMFBR primary vessel. Nuclear Eng. and Design 124: 417–430
CFX (http://www.ansys.com/products/fluid-dynamics/cfx).
Chetal S C, Bhoje S B, Kale R D, Rao A S L K, Mitra T K, Selvaraj A, Sethi V K, Sundaramoorthy T R, Balasubramaniyan V, Vaidyanathan G 1995 Conceptual design of heat transport system and components of PFBR — NSSS. Proc. of IAEA Tech. Committee Meeting. Conceptual Design of Advanced Fast Reactors, IAEA-TECDOC-907, Kalpakkam, India, 11-132
FLUENT (http://www.fluent.com).
Francois G, Azarian G, Astegiano J C, Lacroix C, Poet G 1990 Assessment of thermal-hydraulic characteristics of primary circuit, Nuclear Sci. and Eng. 106: 55–63
Gajapathy R, Velusamy K, Selvaraj P, Chellapandi P, Chetal S C 2007 CFD investigation of helical wire-wrapped 7-pin fuel bundle and the challenges in modeling full scale 217 pin bundle, Nuclear Eng. and Design 237(24): 2332–2342
Gelineau O, Sperandio M 1994 Thermal fluctuation problems encountered in LMFBRs, Proc. IAEAIWGFR/90, Specialistic meeting on correlation between material properties and thermohydraulics conditions in LMFBRs, Aix-en-Provence, France 22–24
Hughes W F, Gaylord E W 1964 Basic equations of engineering science (NY: McGraw-Hill)
Kamzaki Y, Takeishi M, Ueda S, Fujimoto T 1995 Heat transfer studies on a reactor vessel cooling system. Proc. 3rd Int. Conf. Nuclear Engineering, Japan 35–40
Launder B E, Spalding D B 1974 The numerical computation of turbulent flow. Computer methods in applied mechanics and engineering 13: 269–289
Mochizuki H 2007 Inter-subassembly heat transfer of sodium cooled fast reactors: Validation of the NETFLOW code. Nuclear Eng. and Design 237(19): 2040–2053
Natesan K, Kasinathan N, Velusamy K, Selvaraj P, Chellapandi P, Chetal S C 2006 Thermal hydraulic investigations of primary coolant pipe rupture in an LMFBR. Nuclear Eng. and Design 236(11): 1165–1178
Nishimura M, Kamide H, Hayashi K, Momoi K 2000 Transient experiments on fast reactor core thermal-hydraulics and its numerical analysis — Inter-subassembly heat transfer. Nuclear Eng. and Design 200(1): 157–175
Patankar S V 1980 Numerical heat transfer and fluid flow, Hemisphere
PHOENICS (http://www.cham.co.uk).
Rajakumar A, Velusamy K, Vaidyanathan G 1987 Thermo-hydraulic analysis of LMFBR plenum. Proc. 9th Natl. Heat and Mass Transfer Conf., IISc. Bangalore, HMT-30-87
Rajendrakumar M, Velusamy K, Selvaraj P, Chellapandi P 2007 Coupled CFD investigation of flow and temperature distributions in buoyancy driven decay heat exchangers of indian fast breeder reactor. Proc. 7th Asian CFD Conf., Indian Institute of Science, Bangalore 26–30 STAR-CD (http://www.cd-adapco.com/products/STAR-CD).
Tokuhiro A, Kimura N 1999 An experimental investigation on thermal stripping mixing phenomena of a vertical non-buoyant jet with two adjacent buoyant jets as measured by ultrasound doppler velocimetry. Nuclear Eng. and Design 188: 49–73
Velusamy K, Sundararajan T, Vaidyanathan G, Chetal S C, Bhoje S B 1997 Mixed convection in main vessel cooling circuit of PFBR, Proc. 3rd ISHMT-ASME Heat and Mass Transfer Conf., I.I.T-Kanpur Sept. 29–31: 1011–1016
Velusamy K, Vaidyanathan G, Sundararajan T, Chetal S C, Bhoje S B 1998 Natural convection in narrow component penetrations of PFBR Roof Slab. Heat and Mass Transfer 20: 1–11
Velusamy K, Raghunath Babu D V V, Chellapandi P, Gangoli S S R 2002 Three dimensional thermal hydraulic analysis of main vessel cooling circuit of an LMFBR using boundary fitted mesh. Proc. 5th ISHMT-ASME Heat and Mass Transfer Conference Jan. 3–5, 1285–1290
Velusamy K, Sundararajan T, Chellapandi P, Selvaraj P, Chetal S C 2005 Investigations of thermal stripping in primary circuit of prototype fast breeder reactor. Proc. 13th Int. Conf. Nulear Eng., Beijing, China, May 16–20
Velusamy K, Selvaraj P, Chellapandi P, Chetal S C, Sudhakar P, Jebaraj C, Mascomani R 2007 Computational prediction and experimental validation of pressure drop in the spherical header of PFBR sodium pump 15th. Int. Conf. Nuclear Eng. Nagoya, Japan, April 22–26
Wakamatsu M, Nei H, Hashiguchi K 1995 Attenuation of temperature fluctuations in thermal stripping. Nuclear Sci. and Technol. 32(8): 752–762