Wyniki wyszukiwania - BazTech

Ograniczanie wyników

1 Archiwum Energetyki

1 2008

Powiadomienia systemowe

Sesja wygasła!

Znaleziono wyników: 1

Liczba wyników na stronie

Wyniki wyszukiwania

Wyszukiwano:
w słowach kluczowych: MARIA nuclear reactor

Sortuj według:

Ogranicz wyniki do:

Powyłączeniowe prądy konwekcyjne w prętach paliwowych reaktora MARIA

Składzień J., Fiz A.

Archiwum Energetyki

2008

T. 38, nr 2

193-200

W pracy przedstawiono wyniki symulacji obliczeniowych pola temperatury i prędkości chłodziwa wewnątrz prętów paliwowych rektora MARIA po wyłączeniu reaktora. W wyniku istnienia mocy powyłączeniowej w reaktorze jądrowym wydziela się ciepła w ilości wymagającej początkowo pracy pomp chłodziwa, po pewnym czasie natomiast bezpieczne odprowadzanie ciepła powyłączeniowego zapewnia już konwekcja naturalna. Dla tego przypadku, za pomocą kodu FLUENT, wyznaczono rozkłady prędkości i temperatury wody chłodzącej wewnątrz pręta paliwowego o złożonej postaci, a następnie określono maksymalne temperatury wody i paliwa jądrowego, w zależności od aktualnej mocy cieplnej pręta.

Results of numerical calculations of the reactor coolant temperature and velocity field inside MARIA reactor fuel rods after switching off the reactor are presented in the paper. After nuclear reactor shut-down, fission products decay and generate such amount of heat that for some period of time there is necessary to use coolant pumps. Next, after about half an hour, it is possible to use coolant natural convection for safe carrying away after shut-down heat. For this case, coolant velocity and temperature distributions inside the fuel rod of complex form are determined and analyzed as well as the maximal values of water and nuclear fuel temperatures for various values of actual fuel rod heat power. FLUENT computer code is used for this purpose.