Please use this identifier to cite or link to this item: http://repository.kpi.kharkov.ua/handle/KhPI-Press/44843
Title: Approximate estimates of the temperature state of ceramic nuclear fuel in cylindrical fuel elements and the influence of processes and parameters of a nuclear reactor core
Other Titles: Наближена оцінка температурного стану керамічного ядерного палива в циліндричних твелах та впливу на нього процесів і параметрів конструкцій активної зони реактора
Authors: Romashov, Yury
Chibisov, Dmytro
Keywords: heat transfer coefficient; heat transfer condition; boundary conditions; integration constants; коефіцієнт тепловіддачі; умова теплопередачі; граничні умови; сталі інтегрування
Issue Date: 2019
Publisher: Національний технічний університет "Харківський політехнічний інститут"
Citation: Romashov Yu. Approximate estimates of the temperature state of ceramic nuclear fuel in cylindrical fuel elements and the influence of processes and parameters of a nuclear reactor core / Yu. Romashov, D. Chibisov // Вісник Національного технічного університету "ХПІ". Сер. : Енергетичні та теплотехнічні процеси й устаткування = Bulletin of the National Technical University "KhPI". Ser. : Power and Heat Engineering Processes and Equipment : зб. наук. пр. – Харків : НТУ "ХПІ", 2019. – № 2. – С. 28-32.
Abstract: The approximate mathematical model of the temperature state of ceramic nuclear fuels in cylindrical fuel elements was proposed in the form of linear ordinary differential equation and the boundary conditions. The theory of heat conduction and assumptions about the axial symmetry and absence of heat flows along axis of fuel element, which allow to simplify the common equations in cylindrical coordinates, are the basis of the proposed simplified mathematical model for approximate estimating the temperature state of the nuclear fuel. The intensity of volume heat sources in fuel element was taken into account by using the average values corresponding with the heat power and the structural characteristics of a nuclear reactor core. The conception about the heat transfer coefficient was used for modeling interaction between the fuel and the heat carrier. This heat transfer coefficient depends on characteristic sizes and heat conductions of constituted materials of the fuel element and allows to estimate influence of these on the temperature state of the nuclear fuel. The analytical solution for the temperature of a ceramic fuel in cylindrical fuel elements was obtained and was used for researching. It was shown that the heat conductivity of the fuel has significantly influences both the average temperature and the difference between the inner and outer temperatures in the fuel pellet. At the same time, other parameters have significant influence only on the average temperature of the fuel pellet. Due to these, it is necessary to consider the temperature dependence of the thermal conductivities of the materials constituted the fuel elements for more precisely estimations the temperature state of the fuel pellets, which will lead to nonlinear equations will required the numerical methods for their solving.
На основі математичної моделі теплопровідності з урахуванням ряду гіпотез спрощення отримані наближені кількісні оцінки температурного стану керамічного ядерного палива в активній зоні ядерного енергетичного реактора. Досліджено вплив на температурний стан ядерного палива температури теплоносія, тепловіддачі від оболонки твела до теплоносія, теплопровідності оболонки, газового наповнювача твела, керамічного палива, а також розмірів палива. Показано, що теплопровідності палива і конструкційних матеріалів твела мають найбільший вплив на температурний стан керамічного ядерного палива.
ORCID: orcid.org/0000-0001-8376-3510
DOI: doi.org/10.20998/2078-774X.2019.02.05
URI: http://repository.kpi.kharkov.ua/handle/KhPI-Press/44843
Appears in Collections:Вісник № 02. Енергетичні та теплотехнічні процеси й устаткування
Кафедра "Парогенераторобудування"

Files in This Item:
File Description SizeFormat 
vestnik_KhPI_2019_02_ETPU_Romashov_Approximate.pdf417,59 kBAdobe PDFThumbnail
View/Open
Show full item record  Google Scholar



Items in DSpace are protected by copyright, with all rights reserved, unless otherwise indicated.