کد مقاله کد نشریه سال انتشار مقاله انگلیسی نسخه تمام متن
5474771 1521084 2018 6 صفحه PDF دانلود رایگان
عنوان انگلیسی مقاله ISI
Experimental study on heat-removal performance in accordance with mesh size of screen installed at opening of inlets and outlets of concrete storage cask
ترجمه فارسی عنوان
مطالعه تجربی بر روی عملکرد حذف گرما مطابق با اندازه مش روی صفحه نمایش نصب شده در باز کردن ورودی و خروجی از مخزن ذخیره سازی بتن
ترجمه چکیده
سوخت هسته ای منتقل شده در نیروگاه های هسته ای باید در طول دوره های ذخیره سازی موقت ذخیره شود. بطری ذخیره سازی بتن برای این منظور توسعه یافته باید بتواند حرارت کاهشی را از سوخت هسته ای منتقل کند. همچنین باید درجه حرارت مصالح مصرف سوخت هسته ای را در مقادیر مجاز در شرایط عادی و غیر عادی و در حین حادثه حفظ کند. با این حال، از آنجا که رسانایی حرارتی بتن کم است و دمای قابل قبول بتن کمتر از فولاد است، بشکه ذخیره سازی بتن باید طراحی شده باشد تا قابلیتی برای حذف گرما با قابلیت اطمینان مناسب داشته باشد. یک سیستم حذف حرارتی منفعل به منظور حفظ درجه حرارت مواد مونتاژ سوخت و اجزای مخزن ذخیره سازی بتن در حد مجاز طراحی شده است. این شامل چهار ورودی هوا و چهار خروجی هوا با دهانه هایی است که روی صفحه نمایش مش قرار می گیرند تا مانع ورود آوارگان و حیوانات به کانال های تهویه شوند. تست های حرارتی برای ارزیابی اثر اندازه مش در هر صفحه بر روی عملکرد حرارتی بطری ذخیره سازی بتن انجام شد. اندازه مش روی صفحه نمایش تاثیری ناچیز بر افزایش درجه حرارت سطح کانتور و سطح بیش از حد بسته بود، اما تأثیر قابل توجهی بر افزایش دما اجزای بدن بیش از حد بسته بود. همانطور که اندازه مش روی صفحه نمایش کاهش یافته است، حذف گرما از طریق گرمایش الکتریکی طبیعی از طریق سیستم حذف حرارت منفعل کاهش می یابد و دمای مخزن ذخیره سازی بتن افزایش می یابد.
موضوعات مرتبط
مهندسی و علوم پایه مهندسی انرژی مهندسی انرژی و فناوری های برق
پیش نمایش مقاله
مطالعه تجربی بر روی عملکرد حذف گرما مطابق با اندازه مش روی صفحه نمایش نصب شده در باز کردن ورودی و خروجی از مخزن ذخیره سازی بتن
چکیده انگلیسی
Spent nuclear fuel generated at nuclear power plants must be safely stored during interim storage periods. A concrete storage cask developed for this purpose should be able to adequately emit the decay heat from the spent nuclear fuel; it should also maintain the temperatures of the spent nuclear fuel assemblies within allowable values under normal and off-normal conditions and during an accident. However, since the thermal conductivity of concrete is low and the allowable temperature of concrete is lower than that of steel, the concrete storage cask must be designed to have heat-removal capability with appropriate reliability. A passive heat-removal system was designed to maintain the temperatures of the fuel assembly cladding material and concrete storage cask components within the allowable limits; it consists of four air inlets and four air outlets with openings that are covered by mesh screens to prevent debris or wildlife from entering the ventilation ducts. Thermal tests were performed to evaluate the effect of the mesh size of each screen on heat-removal performance of the concrete storage cask. The screen mesh size was estimated to have an insignificant effect on the temperature rise of the canister surface and the over-pack surface, but it had a considerable effect on the temperature rise of the components of the over-pack body. As the screen mesh size decreased, the heat-removal by natural convection cooling through the passive heat-removal system was reduced, and the temperature of the concrete storage cask rose.
ناشر
Database: Elsevier - ScienceDirect (ساینس دایرکت)
Journal: Annals of Nuclear Energy - Volume 112, February 2018, Pages 322-327
نویسندگان
, , , , ,