Il documento descrive l'attività realizzata presso il Dipartimento di Ingegneria Nucleare dell'Università degli studi di Palermo sulla versione per metalli liquidi pesanti del codice RELAP5 Mod3.2.2fl per la simulazione dello scambio termico sui tubi secondari (olio) dello scambiatore THX di MEGAPIE, tenendo conto dell'aumento di scambio termico dovuto agli effetti multidimensionali introdotti dall'elica calettata sulla parete esterna dei tubi stessi. La correlazione di Gnielinski, originariamente proposta per moto elicoidale completo, ed una correlazione sviluppata dal PSI sulla base di simulazioni CFD dei tubi, sono state implementate nel codice e confrontate con i risultati disponibili dei 'single pin tests' del Brasimone e dei test integrali effettuati su MEGAPIE con riscaldamento elettrico del target. L'utilizzo di una di queste correlazioni mostra un notevole aumento dell'accuratezza dei risultati rispetto al calcolo effettuato con la versione standard del codice.

Heat Transfer Prediction of the THX Exchanger in MEGAPIE Facility by Using RELAP5 Code Suitably Modified to Deal with Helical Channel

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2007-12-07

Abstract

Il documento descrive l'attività realizzata presso il Dipartimento di Ingegneria Nucleare dell'Università degli studi di Palermo sulla versione per metalli liquidi pesanti del codice RELAP5 Mod3.2.2fl per la simulazione dello scambio termico sui tubi secondari (olio) dello scambiatore THX di MEGAPIE, tenendo conto dell'aumento di scambio termico dovuto agli effetti multidimensionali introdotti dall'elica calettata sulla parete esterna dei tubi stessi. La correlazione di Gnielinski, originariamente proposta per moto elicoidale completo, ed una correlazione sviluppata dal PSI sulla base di simulazioni CFD dei tubi, sono state implementate nel codice e confrontate con i risultati disponibili dei 'single pin tests' del Brasimone e dei test integrali effettuati su MEGAPIE con riscaldamento elettrico del target. L'utilizzo di una di queste correlazioni mostra un notevole aumento dell'accuratezza dei risultati rispetto al calcolo effettuato con la versione standard del codice.
Rapporto tecnico;Reattori sottocritici/ADS;Tecnologia dei reattori nucleari;Termoidraulica dei reattori nucleari
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Utilizza questo identificativo per citare o creare un link a questo documento: http://hdl.handle.net/20.500.12079/5272
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