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

Скорочена інформація про документ
dc.contributor.authorRomashov, Yuryen
dc.contributor.authorChibisov, Dmytroen
dc.date.accessioned2020-03-05T10:06:20Z
dc.date.available2020-03-05T10:06:20Z
dc.date.issued2019
dc.description.abstractThe 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.en
dc.description.abstractНа 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.uk
dc.identifier.citationRomashov 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.en
dc.identifier.doidoi.org/10.20998/2078-774X.2019.02.05
dc.identifier.orcidhttps://orcid.org/0000-0001-8376-3510
dc.identifier.urihttps://repository.kpi.kharkov.ua/handle/KhPI-Press/44843
dc.language.isoen
dc.publisherНаціональний технічний університет "Харківський політехнічний інститут"uk
dc.subjectheat transfer coefficienten
dc.subjectheat transfer conditionen
dc.subjectboundary conditionsen
dc.subjectintegration constantsen
dc.subjectкоефіцієнт тепловіддачіuk
dc.subjectумова теплопередачіuk
dc.subjectграничні умовиuk
dc.subjectсталі інтегруванняuk
dc.titleApproximate estimates of the temperature state of ceramic nuclear fuel in cylindrical fuel elements and the influence of processes and parameters of a nuclear reactor coreen
dc.title.alternativeНаближена оцінка температурного стану керамічного ядерного палива в циліндричних твелах та впливу на нього процесів і параметрів конструкцій активної зони реактораuk
dc.typeArticleen

Файли

Контейнер файлів
Зараз показуємо 1 - 1 з 1
Ескіз
Назва:
vestnik_KhPI_2019_02_ETPU_Romashov_Approximate.pdf
Розмір:
417.59 KB
Формат:
Adobe Portable Document Format
Опис:
Завантажити
Ліцензійна угода
Зараз показуємо 1 - 1 з 1
Ескіз недоступний
Назва:
license.txt
Розмір:
11.28 KB
Формат:
Item-specific license agreed upon to submission
Опис:
Завантажити

Зібрання

Вісник № 02. Енергетичні та теплотехнічні процеси й устаткування
Кафедра "Парогенераторобудування"