Wyniki wyszukiwania - BazTech

Ograniczanie wyników

Powiadomienia systemowe

Sesja wygasła!
Sesja wygasła!

Znaleziono wyników: 2

Liczba wyników na stronie

Wyniki wyszukiwania

Sortuj według:

Ogranicz wyniki do:

Universal correlations for predicting complete pump performance chracteristics

Lahssuny Y., Jędral W.

Biuletyn Instytutu Techniki Cieplnej Politechniki Warszawskiej

2004

nr 89/90

15--24

The aim of this paper is to introduce a systematic approach for the prediction of pump performance characteristics of different specific speeds when the experimental data are not available. To accomplish this task, a set of equations representing the best fits of the available experimental data is developed. The equations provide a data source useful in the design, simulation and checking of the pumps. The correlations obtained should avoid carrying out complex experimental programs in a test loop. Numerical results indicated that the proposed method favorably predicted the nuclear-grade coolant pump performance at minimal cost. Application of the method has demonstrated its viability as a tool of obtaining pump data useful to light water reactor safety analysis codes.

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

Lahssuny Y., Pluta Z.

Prace Naukowe Politechniki Warszawskiej. Mechanika

2003

z. 202

107--118

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.

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.