The effect of material properties on the temperature distribution in a nuclear fuel rod

• Autorzy: Lahssuny Y. , Pluta Z.
• Konferencja: Problemy Badawcze Energetyki Cieplnej (6; Konferencja; 2003; Warszawa, Polska)
• Języki publikacji: PL

Abstrakty

PL

W referacie przedstawiono efektywną metode modelowania rozkładów temperatury wewnątrz elementu paliwowegoreaktora nuklearnego PWR. W analizie promieniowych rozkładów temperatury wykorzystano własny schemat numeryczny będący połączeniem metody różnic skończonych DuFort-Frankela z metodą objętości kontrolnej. Uwzględniono zmienność parametrów termofizycznych materiałów wraz z temperaturą, w szczególności przewodności cieplnej dwutlenku uranu stanowiącego właściwy element paliwowy, jak i koszulki osłony wykonanej ze stopu Zr-1%Nb. Uzyskane wyniki porównano z wynikami obliczeń, w których parametry termofizyczne materiałów zostały przyjęte jako stałe dla średniej temperatury danego elementu. Zaproponowany model moze być wykorzystany w programach analizujących bezpieczeństwo działania wodnych reaktorów nuklearnych.

EN

This paper presents an efficient method of modeling and simulation of heat conduction and temperature distribution in a nuclear fuel rod. A modified Du Fort-Frankel finite difference scheme in conjunction with the control volume method were developed and applied to obtain the temperature was included in the model. A comparison between the solutions of the conduction equations with dependence and independence of the materials properties on temperature was made. Significant improvements over the usually used formulations and solution of the problem have been achieved. The proposed model and its numerical solution can be easily coupled to light water reactor safety analysis codes.

Słowa kluczowe

PL

reaktor nuklearny; modelowanie; temperatura

EN

modelling; temperature; nuclear fuel rod

• Wydawca: Oficyna Wydawnicza Politechniki Warszawskiej
• Czasopismo: Prace Naukowe Politechniki Warszawskiej. Mechanika
• Rocznik: 2003
• Tom: z. 202
• Strony: 107--118
• Opis fizyczny: Bibliogr. 15 poz., wykr., tab.

Twórcy

autor

Lahssuny Y.

• Instytut Techniki Cieplnej Politechniki Warszawskiej

autor

Pluta Z.

• Instytut Techniki Cieplnej Politechniki Warszawskiej

Bibliografia

• 1. Ciarlet P.G. and Lions J.L.: "Handbook of numerical analysis" Vol. l. Elsevier Science Ltd., New York (1990).
• 2. Clarissa R., Regis, Renato M. Cotta, Jian Su: "Improved lumped analysis of transient heat conduction in a nuclear fuel rod", Int. Comm. Heat Mass Transfer, Vol. 27, No. 3, pp. 357-366, (2000).
• 3. El-Wakil M.M.: "Nuclear Energy Conversion" ANS publications, International TextBook Company, lllinois (1982).
• 4. Gerardine G., Botte J., Ritter A, Ralph E., White: "Comparison of finite difference and control volume methods for solving differential equations", Computers and Chemical Engineering 24, pp. 2633-2654, (2000).
• 5. Harding J.H., Martin D.G., and Potter P.E.: Thermophysical and Thermochemical Properties of Fast Reactor Materials," Commission of European Communities Report EUR 12402 (1989).
• 6. Koljadin V.: "Tieploprowodnost dvuokisi urana", Atomnaja Energija, vol. 36, (1974).
• 7. Lahssuny Y.M. et al.: ''Transients caused by pump coastdown in pressurized water reactors", Proceedings of the Fourth Arab Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, Vol. 2, pp. 81-98, AAEA, Tunis, April (2000).
• 8. Patankar S.V.: "Numerical Heat Transfer and Fluid Flow", McGraw-Hill, New York, (1986).
• 9. Pluta Z., Wnuk R.: "Numerical models of heat flow processes related to double medium heat storage tanks", Biuletyn Instytutu Techniki Cieplnej Politechniki Warszawskiej (in Polish ), 68, pp. 49-69, (1999).
• 10. Pluta Z.: "Computer Simulation of Phase - Change Phenomena During Charging and Discharging Double Medium Storage Tank of SDHW Unit", Proceedings of World Renewable Energy Congress IV, 15-21 June 1996, Denver, USA vol. III, 1807-1810, (1996).
• 11. RELAP5/MOD3-User's guidelines, Idaho National Engineering Laboratory, NUREG/CR-5535 & EGG-2596, Vol. 5, (1992).
• 12. Torrance K.E.: "Comparison of Finite-Difference Computations of Natural Convection", Journal of Research of National Bureau of Standards. - B, 72B, 4, pp. 281-301, (1968)
• 13. TRAC-PF1/MOD1 - An advanced best-estimate computer program for P.W.R thermal-hydraulic analysis, Los Alamas National Laboratory, NUREG/CR-3858, July, (1986).
• 14. Lusternik V.E., Peletsky V.E. and Petrova I.I.: "Experimental study of caloric properties of reactor materials on the base of zirconium alloy E-110", Teplofyz. Vys. Temp. 31, 4, pp. 560-564 (1993) (in Russian); High Temperature 31, 4, pp. 509-513 (1993) (English translation).
• 15. Winterton, W.H.S.: "Thermal design of nuclear reactors", Pergamon Press, Oxford, (1981)]