تأثیر زاویۀ پره‌های مغشوش‌کننده بر جریان اطراف میله‌های سوخت هسته‌ای و ارتعاشات القایی آن‌ها با استفاده از آنالیز برهم‌کنش جامد و سیال

علوم کاربردی و محاسباتی در مکانیک

دوره 32، شماره 2 - شماره پیاپی 24، 1400، صفحه 133-148   

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

شناسه دیجیتال (DOI): 10.22067/jacsm.2021.71640.1046

نویسندگان

منصور طالبی^{* 1}؛ سیامک نباتی²

¹پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای

²مهندسی مکانیک، دانشگاه آزاد اسلامی، اصفهان، ایران

چکیده

در مجتمع سوخت رآکتورهای هسته‏ای، پره‌های مغشوش‌کننده اجزایی جامد با ضخامت کم هستند که به شبکه‌های نگهدارندۀ میله‌های سوخت متصل‌اند و برای افزایش انتقال حرارت به کار می‌روند. نیروهای ناشی از عبور سیال می‌توانند باعث خم‌شدن بیش از حد و ایجاد تنش‌های بسیار زیاد در پره‌‏ها شوند که عملکرد پره را دچار اختلال خواهد کرد. پره‌ها معمولا با زاویه‌ای مشخص نسبت به جریان قرار می‌گیرند تا بتوانند بهترین اثر را روی جریان داشته باشند و کمترین نیروهای ارتعاشی از سیال به آن‌ها وارد شود. در این پژوهش با استفاده از روش برهم‌کنش سیال و جامد، جریان سیال و جابه‌جایی پره‌ها برای 3زاویۀ 65، 70 و 75درجه در یک هندسۀ خاص بررسی شده است. به این منظور، ابتدا جریان سیال حل‌شده و نیروهای ناشی از سیال بر جسم محاسبه می‌شود. در مرحلۀ بعد نیروها به جسم جامد وارد و از طریق المان محدود جابه‌جایی جسم محاسبه می‌شود. برای جریان سیال افت فشار محاسبه‌شده با نتایج عددی و تجربی مراجع دیگر مقایسه شده است که اختلاف کمتر از 10درصد را نشان می‌دهد. برای هندسۀ اصلی بررسی‌شده در این پژوهش بیشترین افت فشار روی پره با زاویۀ 65درجه نسبت به جریان رخ می‌دهد. ضمناً اغتشاشات ایجادشده در زاویۀ 75درجه بیشتر از سایر زوایاست. باتوجه‌به نتایج تخمین فرکانس، مشاهده شد که با افزایش فرکانس، اندازۀ جابه‌جایی کم می‏شود.

کلیدواژه‌ها

پره‌های مغشوش‌کننده؛ مجتمع سوخت هسته‌ای؛ آنالیز برهم‌کنش جامد و سیال؛ ارتعاشات القایی

مراجع

1. Lee, S. G., Lee, G. S., Lee, H. S., Park, J. H. and Jung, T.Y., "Full-scale ship collision, grounding and sinking simulation using highly advanced M&S system of FSI analysis technique", Procedia Engineering, Vol. 173, pp. 1507–1514, (2017).
2. Bogaers, A. E. J., Kok, S., Reddy, B. D. and Franz, T., "An evaluation of quasi-Newton methods for application to FSI problems involving free surface flow and solid body contact", Computers & Structures, Vol. 173, pp. 71–83, (2016).
3. Long, T., Hu, D., Yang, G. and Wan, D., "A particle-element contact algorithm incorporated into the coupling methods of FEM-ISPH and FEM-WCSPH for FSI problems", Ocean Engineering, Vol. 123, pp. 154–163, (2016).
4. Fourey, G., Hermange, C., Touze, D. L. and Oger, G, "An efficient FSI coupling strategy between smoothed particle hydrodynamics and finite element methods", Computer Physics Communications, Vol. 217, pp. 66–81, (2017).
5. Franci, A., Oñate, E. and Carbonell, J. M., "Unified Lagrangian formulation for solid and fluid mechanics and FSI problems", Computer Methods in Applied Mechanics and Engineering, Vol. 298, pp.
   520–547, (2016).
6. Xu, Q., Chen, J., Zhang, C., Li, J. and Zhao, C., "Dynamic analysis of AP1000 shield building considering fluid and structure interaction effects", Nuclear Engineering and Technology, Vol. 48, pp. 246–258, (2106).
7. Daogang, L., Aiguo, L., ChaoHao, S., Junjie, D., Yang, H. and Qingyu, X., "Experimental investigation on fluid–structure-coupled dynamic characteristics of the double fuel assemblies in a fast reactor", Nuclear Engineering and Design, Vol. 255, pp. 180–184, (2013).
8. Trivedi, C., "A review on fluid structure interaction in hydraulic turbines: A focus on hydrodynamic damping", Engineering Failure Analysis, Vol. 77, pp. 1–22, (2017).
9. Ricciardi, G., Bellizzi, S., Collard, B. and Cochelin, B., "Fluid-structure interaction in a 3-by-3 reduced-scale fuel assembly network", Science and Technology of Nuclear installations, Vol. 2010, pp. 1-8, Doi:10.1155/2010/517471, Article ID, 517471, (2010).
10. Xiong, J., Qu, W., Zhang, T., Chai, X., Liu, X. and Yang, Y., "Experimental investigation on split-mixing-vane forced mixing in pressurized water reactor fuel assembly", Annals of Nuclear Energy, Vol. 143, 107450, (2020).
11. Dhurandhar, S. K., Sinha, S. L. and Verma, S. K., "Effects of Mixing Vane Spacer on Flow and Thermal Behavior of Fluid in Fuel Channels of Nuclear Reactors—A Review", Nuclear Technology, Vol. 206, pp. 663-696, (2020).
12. ANSYS, Inc. ANSYS WORKBENCH Guide, (2020).
13. ANSYS, Inc. ANSYS FLUENT Theory Guide, (2020).
14. Smith, S. T. and Fox, R.O., "A term-by-term direct numerical simulation validation study of the multi-environment conditional probability-density-function model for turbulent reacting flows", Physics of Fluids, Vol. 19, 85102, doi:10.1063/1.275769, (2007).
15. Asgari, M., Talebi, M. and Abi, M.R., "Numerical Simulation of Pressure Loss and Heat Transfer in Road Bundle Fuel Assembly with Spacer Grids", of Nuclear Sci. and Tech, Vol. 64, pp. 67-76, (2013) (In Persian).
16. Karouta, Z., Gu, C. Y. and Schölin, B., "3-D flow analyses for design of nuclear fuel spacer", Proceedings of the 7^th International Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics NURETH-7. Sessions, pp.17-24, (1995).