THERMAL ANALYSIS OF AXIAL FLOWS IN A TYPICAL SUBCHANNEL OF NUCLEAR FUEL ELEMENTS

• Main Author: JOSE SIMOES BETTHOUD
• Other Authors: PEDRO CARAJILESCOV
• Language: Portuguese
• Published: PONTIFÍCIA UNIVERSIDADE CATÓLICA DO RIO DE JANEIRO 1979
• Online Access: http://www.maxwell.vrac.puc-rio.br/Busca_etds.php?strSecao=resultado&nrSeq=19049@1; http://www.maxwell.vrac.puc-rio.br/Busca_etds.php?strSecao=resultado&nrSeq=19049@2

COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR === Os elementos combustíveis de reatores nuclear são geralmente constituídos por feixes de barras contendo as pastilhas de combustível montadas em arranjos de geometria triangular ou quadrada, através dos quais o fluido refrigerante escoa axialmente. O projeto térmico desses elementos só pode ser efetuado se informações sobre o processo de retirada de calor pelo fluido refrigerante são disponíveis, o que exige uma descrição detalhada do campo de velocidades do escoamento. No presente trabalho são utilizados um modelo de turbulência de zero equações e uma lei da parede para transferência de energia na obtenção dos campos de velocidades e temperaturas do escoamento, e também das distribuições angulares da tensão cisalhante e do Número de Nusselt na parede de um subcanal típico de elemntos combustíveis nucleares, para escoamentos turbulentos, em regime permanente, totalmente desenvolvidos, de fluidos, incompressíveis e assumindo propriedades independentes da temperatura com escoamentos axiais através de arranjos triangulares de barras com diferentes razoes de aspectos (P/D) e diferentes Números e Reynolds (Re). Os resultados são comparados com resultados experimentais de outros autores, obtidos da literatura, e apresentam boa concordância. === Nuclear fuel elements generally consists of cladding rods containing the fuel pellets, with the coolant flowing axially through them. The thermal design of such elements only can be carried out if information about the heat transfer process to the coolant be avaiable, wich demmands a detailed description of the velocity field of flow. In the present work a zero equation model of turbulence and a wall law to energy transfer are applied to compute the velocity and temperature fields, and also the angular distribution of local wall sheat stress and nusselt number in the wall of a typical subchannel of nuclear fuel elements, for turbulents and fully developed flows,steady state, with incompressible, temperature independent fluids, flowing axially through triangular arrays of rods in differents aspect rations (P/D) and Reynods number (Re). The results are compared with experimental data of others authors, obtained from literature and show agreement.