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Modelisation thermohydraulique et simulation numerique d'un canal de combustible des reacteurs nucleaires CANDU.

机译:CANDU核反应堆燃料通道的热工水力建模和数值模拟。

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摘要

The main objectives in this research are to build, to develop and to write a computer program that will be used for modeling, for simulating and for safety analysis of the nuclear fuel channel in the CANDU reactor core following hypothetical accidents. To assess the ability to simulate the CANDU core, validation and improvement of this program are conducted with large number of simulations. Important comparisons between the fluid flow model predictions and the experimental data obtained at the IGN thermal loop were carried out in up-flow in heated test sections. The results show the good agreement between the predictions and the data. In addition, a complete simulation of a horizontal fuel channel with a non uniform heat flux (co-sinus) as the same nominal operation conditions of CANDU-6 nuclear reactor are also compared with the analytical solution. The simulations are in perfect agreement with the analytical solutions. (Abstract shortened by UMI.)
机译:这项研究的主要目的是建立,开发和编写一个计算机程序,该程序将用于假想事故后CANDU反应堆堆芯中核燃料通道的建模,仿真和安全分析。为了评估模拟CANDU内核的能力,通过大量模拟对程序进行了验证和改进。流体流动模型的预测值与在IGN热回路中获得的实验数据之间的重要比较是在加热测试段的上升流中进行的。结果表明预测与数据之间的良好一致性。此外,还对完全不均匀的热通量(余弦)水平燃料通道(与CANDU-6核反应堆的相同标称运行条件)进行了完全模拟,并将其与分析解决方案进行了比较。仿真与解析解决方案完全吻合。 (摘要由UMI缩短。)

著录项

  • 作者

    Mesmous, Noreddine.;

  • 作者单位

    Ecole Polytechnique, Montreal (Canada).;

  • 授予单位 Ecole Polytechnique, Montreal (Canada).;
  • 学科 Engineering Nuclear.
  • 学位 M.Sc.A.
  • 年度 2005
  • 页码 188 p.
  • 总页数 188
  • 原文格式 PDF
  • 正文语种 eng
  • 中图分类 原子能技术;
  • 关键词

  • 入库时间 2022-08-17 11:42:13

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