BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ
HỆ THỐNG THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ

Lọc theo danh mục
  • Năm xuất bản
    Xem thêm
  • Lĩnh vực
liên kết website
Lượt truy cập
 Lượt truy cập :  17,025,124
  • Công bố khoa học và công nghệ Việt Nam

52

Kỹ thuật nhiệt trong luyện kim

Cao Đình Hưng, Lê Trần Chung(1), Nguyễn Thị Thanh Thủy, Phạm Tuấn Nam

Tính toán sơ bộ thủy nhiệt lò phản ứng mô đun nhỏ dựa trên công nghệ lò phản ứng ACPR50S

Thermal hydraulic preliminary calculations for small modular reactor based on ACPR50S technology

Khoa học & công nghệ Việt Nam

2023

08B

40 - 44

1859-4794

Chương trình RELAP5, Lò phản ứng, Mô đun nhỏ (SMR), Số Nusselt, Tỷ số, Thông lượng nhiệt

RELAP5 Program; Reactor; Small Modulus (SMR); Nusselt number; Score; Heat flux

Trình bày các kết quả tính toán sơ bộ về thủy nhiệt cho lò phản ứng mô đun nhỏ (SMR - Small modular reactor) với công suất nhiệt 200 MW dựa trên công nghệ lò phản ứng ACPR50S (Advanced customer-friendly practicable reliable 50 MWe compact SMR). Các thông số cơ bản và an toàn thủy nhiệt được đánh giá bao gồm lưu lượng chất tải nhiệt qua vùng hoạt, nhiệt độ nhiên liệu và vỏ bọc nhằm đảm bảo khả năng vận hành của lò phản ứng trong điều kiện giới hạn an toàn. Cấu hình SMR được mô phỏng bằng chương trình RELAP5 và thực hiện tính toán trong khoảng 500 giây ở trạng thái dừng. Nhiệt độ của chất tải nhiệt dọc theo chiều cao của vùng hoạt tại lối vào và lối ra có độ lệch nhỏ (1,7%) so với giá trị tham khảo. Về khía cạnh an toàn, tỷ số thông lượng nhiệt tại điểm khởi phát sôi nhân (DNBR - Departure f-rom nucleate boiling ratio) cũng được ước lượng dọc theo kênh nhiên liệu trung bình và kênh nóng nhất trong vùng hoạt ở trạng thái hoạt động ổn định. Kết quả từ nghiên cứu này sẽ được tiếp tục sử dụng cho tính toán chuyển tiếp và phân tích sự cố cho SMR.

This paper presents preliminary thermal-hydraulics calculation results for a small modular reactor (SMR) with a thermal capacity of 200 MW based on the ACPR50S reactor technology (Advanced customerfriendly practicable reliable 50 MWe compact SMR). The basic parameters and thermal-hydraulics safety were assessed, including the heat coolant flow through the core, fuel, and cladding temperatures to ensure the reactor’s capability to operate within safe limits. The SMR configuration was simulated using the RELAP5 program and performed the calculation in about 500 seconds in the steady state. The coolant temperature of the heat carrier along the height of the core at the inner and outer was found to be different (1.7%) f-rom the reference value. Regarding safety, the departure f-rom nucleate boiling ratio (DNBR) was also estimated along the average channel and the hottest channel of the core in the steady state. The results f-rom this study will be further used in transient computations and incident analysis for SMRs.

TTKHCNQG, CVv 8

Xem toàn văn