Θερμοφυσικές ιδιότητες ψυκτικών μέσων πυρηνικών αντιδραστήρων ισχύος: συγκριτική μελέτη και κώδικες υπολογισμού

Περίληψη

Η υπόψιν Διδακτορική Διατριβή αποτελεί έρευνα πάνω στην ανάπτυξη κωδίκων Η/Υ για τον υπολογισμό των θερμοδυναμικών ιδιοτήτων και των ιδιοτήτων μεταφοράς των κυριότερων ψυκτικών μέσων που χρησιμοποιούνται σήμερα στους Πυρηνικούς Αντιδραστήρες Ισχύος. Ως τέτοια προσδιορίζονται, το ελαφρύ και το βαρύ ύδωρ και το υγρό Νάτριο, το οποίο αναμένεται μάλιστα να είναι το κυριότερο ψυκτικό μέσο των αντιδραστήρων 4ης γενιάς, που σχεδιάζεται να έχουν διατεθεί για εμπορική εκμετάλλευση μέχρι το 2030. Οι αναπτυσσόμενοι κώδικες βασίζονται σε αριθμητικές μεθοδολογίες και σύγχρονες σχετικές εξισώσεις υπολογισμού των υπόψιν ιδιοτήτων που διατυπώθηκαν την τελευταία δεκαπενταετία και οι οποίες με είσοδο την πίεση και τη θερμοκρασία δίνουν αποτελέσματα για όλες τις ιδιότητες με ακρίβεια που συμφωνεί με δημοσιευμένους έγκριτους πίνακες. Επιδιώχθηκε οι κώδικες να υλοποιηθούν με πρόνοια φιλικότητας και αλληλεπίδρασης, για το χρήστη που επιθυμεί να πάρει τα αποτελέσματά τους και στο επίπεδο της δικής του εφαρμο ...
περισσότερα

Περίληψη σε άλλη γλώσσα

This PhD thesis presents the developent of computer codes for the calculation of the thermodynamic and transport properties for the main coolants presently in use in nuclear reactors, namely: light water, heavy water, and liquid Na. The latter is expected to be the main coolant of Generation IV reactors, which are planned for commercial deployment until 2030. The codes are based on numerical methods and contemporary correlations for the properties in question, which have been developed and presented within the past 15 years. Entry to the codes is mainly performed using pressure and temperature. Results obtained agree within accepted uncertainty with the published tables for the thermophysical properties of reactor coolants. All codes were designed taking into account the need for a friendly interaction with the user. To this end, code interfacing is flexible enough to connect easily with the user's applications. The code results are also available on-line with the use of a simple web a ...
περισσότερα
Πρέπει να είστε εγγεγραμένος χρήστης για έχετε πρόσβαση σε όλες τις υπηρεσίες του ΕΑΔΔ  Είσοδος /Εγγραφή

Όλα τα τεκμήρια στο ΕΑΔΔ προστατεύονται από πνευματικά δικαιώματα.

DOI
10.12681/eadd/16463
Διεύθυνση Handle
http://hdl.handle.net/10442/hedi/16463
Εναλλακτικός τίτλος
Thermophysical properties of nuclear power reactor coolants: a comparative study and calculation codes
Συγγραφέας
Πετρόπουλος, Νικόλαος Παναγιώτης
Ημερομηνία
2003
Ίδρυμα
Εθνικό Μετσόβιο Πολυτεχνείο (ΕΜΠ). Σχολή Μηχανολόγων Μηχανικών. Τομέας Πυρηνικής Τεχνολογίας
Εξεταστική επιτροπή
Σιμόπουλος Σίμος
Κουρεμένος Δημήτριος
Λεωνίδου Δημήτριος
Παλυβός Ιωάννης
Ρακόπουλος Κωνσταντίνος
Ρογδάκης Εμμανουήλ
Τσαγγάρης Σωκράτης
Επιστημονικό πεδίο
Μηχανική & Τεχνολογία
Επιστήμες Μηχανολόγου Μηχανικού
Λέξεις-κλειδιά
Θερμοδυναμικές ιδιότητες; Ιδιότητες μεταφοράς; Ελαφρύ ύδωρ; Βαρύ ύδωρ; Νάτριο
Χώρα
Ελλάδα
Γλώσσα
Ελληνικά
Άλλα στοιχεία
2 τ. (400 σ. ; 250 σ.), εικ.