Knowledge base: Warsaw University of Technology

Settings and your account

Back

Model and simulation of heat transfer in pressurized water reactor

Marcin Bednarek

Abstract

The final thesis subject is model and simulation of heat transfer in pressurized water reactor PWR-type reactor (Pressurized Water Reactor) is nowadays a basic type of modern, nuclear plant, which is used in power generation. Majority of nuclear plants which is in operation in 2012, is PWR-type plant. The fundament of operation nuclear power plant is controllable fission chain reaction. The characteristic feature of this type of unit is separation of primary circuit (water circuit) and turbine part circuit (water-steam circuit).The crucial issue with providing safety of operation of nuclear power plant is to prepare for possibility of occur any emergence states. This final thesis describes model of natural convection phenomenon, as a method of providing cooling and removal of decay heat from fuel rods. Second chapter describes physical and technical fundamentals of operation of nuclear reactor. it is also treats about mechanisms and theoretical basis of heat transfer Next chapter describes structure of active part of fuel rod in nuclear reactor. We can find there parameters of operation, cooling liquid characteristics, and characteristics of decay heat process. There are also description of assumptions and simplifies which were made. Second part includes results of calculations made with FLUENT CFD software – temperatures, pressure, density of cooling liquid (water), and velocity maps in simulated channel. The last part includes conclusions after simulation which was made. it points possibilities of corrections in simulation model, and directions of next researches. it describes problems which are connected with using natural convection phenomenon as emergency cooling method for fuel rod of nuclear power plant reactor.
Record ID
WUTe560761493ec4838912b2abe1eaee6b6
Diploma type
Master of Science
Author
Marcin Bednarek (FPAE) Marcin Bednarek,, Faculty of Power and Aeronautical Engineering (FPAE)
Title in Polish
Model i symulacja transportu ciepła w reaktorze wodnym ciśnieniowym
Supervisor
Nikołaj Uzunow (FPAE/IHE) Nikołaj Uzunow,, The Institute of Heat Engineering (FPAE/IHE)Faculty of Power and Aeronautical Engineering (FPAE)
Certifying unit
Faculty of Power and Aeronautical Engineering (FPAE)
Affiliation unit
The Institute of Heat Engineering (FPAE/IHE)
Study subject / specialization
, Energetyka (Power Engineering)
Language
(pl) Polish
Status
Finished
Defense Date
27-06-2012
Issue date (year)
2012
Pages
77
Internal identifier
MEL; PD-1845
Reviewers
Nikołaj Uzunow (FPAE/IHE) Nikołaj Uzunow,, The Institute of Heat Engineering (FPAE/IHE)Faculty of Power and Aeronautical Engineering (FPAE) Krzysztof Badyda (FPAE/IHE) Krzysztof Badyda,, The Institute of Heat Engineering (FPAE/IHE)Faculty of Power and Aeronautical Engineering (FPAE)
Keywords in Polish
Transport ciepła, wymiana ciepła, reaktor jądrowy, elektrownia PWR, modelowanie przepływu
Abstract in Polish
Tematem pracy niniejszej pracy magisterskiej jest model i symulacja transportu ciepła w reaktorze wodnym ciśnieniowym. Reaktor typu PWR (Pressurized Water Reactor) czyli reaktor wodny ciśnieniowy jest obecnie podstawowym typem budowanych nowoczesnych jądrowych jednostek wytwórczych w energetyce. Stanowi większość wśród działających bloków jądrowych. Wykorzystuje on w swojej pracy kontrolowaną reakcje łańcuchową rozszczepienia pierwiastków. Cechą charakterystyczną tego typu jednostki jest oddzielenie obiegu pierwotnego reaktora (obiegu wodnego) od części turbinowej (wodno-parowego). Zagadnieniem kluczowym dla zapewnienia bezpieczeństwa pracy bloku jest przygotowanie na moŜliwość wystąpienia stanów awaryjnych. w pracy opisane i zamodelowane będzie zjawisko konwekcji naturalnej jako sposobu na zapewnienie chłodzenia i odbierania ciepła powyłączeniowego prętów paliwowych reaktora Rozdział II opisuje podstawy fizyczne i techniczne działania reaktora jądrowego. Zajmuje się równieŜ mechanizmami i podstawami teoretycznymi wymiany ciepła. Kolejny rozdział opisuje budowę modelu części czynnej pręta paliwowego reaktora jądrowego. Podane są parametry pracy, właściwości czynnika chłodniczego oraz charakterystyka przebiegu mocy powyłączeniowej. Określone są równieŜ przyjęte załoŜenia i uproszczenia. w drugiej części przedstawione są obliczenia wykonane przy pomocy kodu numerycznego FLUENT, dla kolejnych wariantów i reŜimów pracy – przyjętych hipotetycznych stanów ustalonych. są to pola temperatur, ciśnienia, gęstości czynnika chłodniczego oraz pola prędkości przepływu przez kanał. Ostatnia część pracy zawiera wnioski płynące z przeprowadzonej symulacji, Wskazuje możliwości zmian w modelu oraz kierunki kolejnych badań. Na koniec wskazane są problemy z jakimi moŜna spotkać się przy wykorzystaniu zjawiska konwekcji naturalnej do awaryjnego chłodzenia prętów paliwowych reaktora jądrowego
File
  • File: 1
    Praca dyplomowa magisterska Marcin Bednarek.pdf
Request a WCAG compliant version

Uniform Resource Identifier
https://repo.pw.edu.pl/info/master/WUTe560761493ec4838912b2abe1eaee6b6/
URN
urn:pw-repo:WUTe560761493ec4838912b2abe1eaee6b6

Confirmation
Are you sure?
Report incorrect data on this page