بررسي و شبيه ‌سازي انتقال حرارت در ميله سوخت داغ قلب راكتور هسته اي

Investigation of heat transfer in the hot fuel rod of the nuclear power reactor

در اين مقاله به بررسي انتقال حرارت در ميله­ سوخت داغ استوانه‌ اي شكل قلب راكتور هسته ‌اي تحت فشار مانند راكتور بوشهر پرداخته شده است. به طور كلي در آناليز حرارتي يك ميله سوخت، توجه ويژه به توزيع درجه حرارت در اجزاء تشكيل دهنده ميله سوخت و همچنين تأثير جريان سيال اطراف آن بر ميزان برداشت حرارت معطوف مي گردد. لذا در اين مطالعه با استفاده از معادلات انتقال حرارت در سوخت و سيال مجاور آن، ميزان شدت انتقال حرارت و تأثير پارامترهاي مختلف مورد بررسي قرار گرفته است. براي اين شبيه‌ سازي از دو نرم‌ افزار انسيس فلوئنت (CFD) و كد هسته ‌اي COBRA-EN استفاده شده است، در اين مدل‌ سازي از مدلEPRI كد COBRA-EN به دليل محافظه ‌كارانه بودن آن براي محاسبه شار حرارتي بحراني و حداكثر و متوسط دماي سوخت، آنتالپي، دماي خنك كننده، دبي جرمي خنك كننده استفاده شده است و نتايج آن با نتايج CFD و نتايج مرجع مقايسه گرديده است. همچنين پارامترهاي ترموهيدروليكي گاز هليوم تحت فشار محبوس در بين سوخت و غلاف ميله سوخت نيز بررسي گرديده است.

Abstract: In this paper, the heat transfer in the hot fuel rod of a pressurized nuclear reactor such as the Bushehr reactor has been investigated. Generally, in the thermal analysis of a nuclear fuel rod, special attention is paid to the temperature distribution in the constituent parts of the fuel rod, as well as the effect of the coolant flow around it on the amount of heat removal. Therefore, in this study, using the equations of heat transfer in the fuel rod and its adjacent coolant, the intensity of heat transfer and the effect of different parameters have been investigated. For this simulation, Ansys-Fluent (CFD) software and the nuclear code COBRA-EN have been used, in this modeling the EPRI model of the COBRA-EN code is used because of its conservativeness to calculate the critical heat flux and the maximum and average fuel temperature, enthalpy, temperature Coolant, mass flow rate of coolant has been used and its results have been compared with CFD results and reference results. Also, the thermo-hydraulic parameters of helium gas under pressure trapped between the fuel and clad have also been investigated.