利用FLUENT進行高容量乾式貯存系統傳送護箱暫態熱流分析

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研究生：	張庭碩 Jhang, Ting-Shuo
論文名稱：	利用FLUENT進行高容量乾式貯存系統傳送護箱暫態熱流分析 Investigating the Transient Thermal-Hydraulic Characteristics in High Capacity Dry Storage System Transport Procedures using a FLUENT model
指導教授：	施純寬 Shih, Chunkuan 王仲容 Wang, Jong-Rong
口試委員:
學位類別：	碩士 Master
系所名稱：	原子科學院 - 核子工程與科學研究所 Nuclear Engineering and Science
論文出版年：	2010
畢業學年度：	98
語文別：	中文
論文頁數：	112
中文關鍵詞：	計算流體力學、乾式貯存系統、傳送護箱、高容量乾式貯存系統、密封鋼桶偏移、充水階段換水
外文關鍵詞：	CFD, FLUENT, High Capacity Dry Storage System, Transport Procedures, Misalignment, Refilling
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本論文藉由已校驗之計算流體力學(Computational Fluid Dynamics)軟體FLUENT，進行一可容納61束沸水式燃料束、最高設計熱負載為18.3kW之高容量乾式貯存系統(High Capacity Dry Storage System)熱流分析。主要分析範圍為本系統之傳送護箱模式於正常運轉下之熱流分析和容許作業時間，以及兩個可增加其運轉彈性之暫態案例。傳送護箱模式範圍包括從用過核燃料池(Spent Fuel Pool)填裝燃料完畢並進行封焊作業之充水階段(Water)、洩水及抽真空的真空階段(Vacuum)和氦氣回填直到裝入VCC前的氦氣階段(Helium)等案例。本論文利用FLUENT進行傳送護箱模式的溫度分布分析，主要分析元件有：燃料束(Fuel Assembly)、燃料套管(Sleeves)、燃料束支撐架(Supporter)、密封鋼桶(Transport Canister)以及傳送護箱。經計算後此乾式貯存系統於充水階段下，容許作業時間為16.5小時，配合不同真空-氦氣回填時間案例，發現其正常運轉下約有113小時的容許作業時間。本論文同時考慮當密封鋼桶於傳送護箱內偏移擺置的條件狀況，發現在此狀況下，和正常擺置相比最大允許作業時間縮短11.6小時。同時亦分析當充水階段容許作業時間用盡時，使用底部注入冷卻水，頂部流出的方式來冷卻燃料組件，稱為充水階段換水，使封焊或其他作業得以繼續，增加運轉作業之彈性，冷卻所花的時間約為45分鐘。在這一階段的工作內容中，同時也分析INER-HPS的案例，使之與HCDSS做比較。

摘要.....    II
ABSTRACT    IV
致謝.....    VI
圖目錄..    XI
表目錄.    XV
第一章 前言    1
1.1 研究背景    1
1.2 乾式貯存系統簡介    2
1.3 研究目的    3
1.4 分析工具    5
第二章 高容量乾式貯存系統設計基準與分析目的    7
2.1 高容量乾式貯存系統    7
2.2 分析目的    8
2.2.1 傳送護箱模式標準分析    8
2.2.2 密封鋼桶偏移之分析    10
2.2.3 充水階段時換水    12
第三章 分析方法與工具    13
3.1 統御方程式    13
3.2 數值方法    17
3.2.1 SIMPLEC    17
3.2.2 熱輻射模式    18
3.2.3 使用者自定義函數    21
第四章 模型建立與邊界條件假設    23
4.1 研究流程    23
4.2 HCDSS模型描述    24
4.3 密封鋼桶偏移模型描述    28
4.4 充水階段換水模型描述    30
4.5 材料性質    32
4.5.1 材料性質多項式係數列表    32
4.6 邊界條件    36
4.6.1 作業環境    36
4.6.2 燃料功率分佈    37
4.6.3 固體邊界條件    38
4.6.4 流固界面之邊界條件    39
4.6.5 多孔性介質參數    39
4.7 基本假設    40
第五章 結果與討論    43
5.1 傳送護箱模式暫態分析結果    43
5.1.1 充水階段    43
5.1.2 充水階段溫升趨勢討論    50
5.1.3 真空階段溫升趨勢討論    52
5.1.4 氦氣回填階段溫升趨勢    54
5.2 密封鋼桶偏移之分析結果    60
5.2.1 充水階段    60
5.2.2 真空階段    63
5.2.3 氦氣階段    65
5.2.4 溫升曲線比較    67
5.3 充水階段換水    68
5.3.1 HPS之溫度場分析結果    68
5.3.2 HCDSS之溫度場分析結果    72
5.3.3 HCDSS和HPS護箱元件溫度分析    76
5.3.4 燃料組件溫度曲線    79
第六章 總結與未來工作    83
參考文獻    85
附錄A  INER-HPS傳送護箱充水(Water)階段介紹    88
A.1 HPS模型說明    88
A.2 基本假設    96
A.3 HPS充水(Water)階段分析結果    99
附錄B 使用者自定義函數(UDF)程式碼    101
B.1 HCDSS燃料組件軸向功率分佈(18.3kW)    101
B.2 INER-HPS燃料組件逕向及軸向功率分佈程式碼    103
B.3慣性阻力(inertial)及粘性阻力(viscous)程式碼    111

                                

1. U.S. NRC, “Packaging and Transportation of Radioactive Material,” 10 CFR Part 71, April 1996.
2. U.S. NRC, “Standard Review Plan for Dry Cask Storage Systems,”NUREG-1536, January 1997.
3. 曾永信，“具7KW熱源之CSIUT系統傳送護箱熱傳分析計算書，”CSIUT-04-REP-08009-01.
4. NAC International Inc., “Work Request and Report- Structural and Thermal Material Properties,” EA790-2001, Rev. 10, February 2002.
5. American Concrete Institute, “Code Requirement for Nuclear Safety Related Concrete Structure and Commentary,” ACI-349.
6. The American Society of Mechanical Engineers, “ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section II, Part D- Properties,” 1995 Edition with 1995 Addenda.
7. ANSYS Inc., FLUNET 6.2 User’s Manuals, 2005.
8. 曾永信，王仲容；“FLUENT應用於乾式貯存系統熱流分析之準確度校驗報告，”INER-5744，2008.
9. 台灣電力公司，“核ㄧ廠用過核子燃料乾式貯存設施安全分析報告”6.3 熱流分析。
10. 楊宗佑，“核一廠乾式貯存設施密封鋼筒穩態熱傳分析計算書，”ISFSI-04-CAL -04-06002-03。
11. 黃毓皓，“核能電廠用過核燃料乾式貯存設施設計基準草案，” ISFSI-04-CAL -04-06002-03。
12. NAC International Inc., “Final Safety Analysis Report for the UMS Universal Storage System,” Rev. 5, October 2005.
13. ANSYS Inc., FLUNET 6.2 UDF Manuals, 2005.。
14. Tseng, Y.S., Hung, T.C., and Pei, B.S., 2007, “The Effects of Thermal Radiation for Electronic Cooling on Modified PCB Geometry under Natural Convection,” Numerical Heat Transfer, Part A, 51, pp. 195-210.
15. 楊玉堂，“高容量乾式貯存系統密封鋼桶設計圖 A版”
16. 汪吉昌，“核一廠待貯用過核燃料等效熱傳特性計算書，” ISFSI-04-CAL-04- 06006-01，2006。
17. NAC International Inc., “Work Request and Report- Enhanced UMS BWR FuelRegion and Fuel Tubes Effective Thermal Properties,” EA790-3007, Rev. 0, June 2001.
18. 張庭碩，“用過核燃料乾式貯存系統內傳送密封鋼桶偏移下之熱傳分析”。
19. 林浩慈，“密封鋼筒傳送護箱模式water phase 內部冷卻時間評估，” ISFSI-04-CAL-04-09001-01。
20. 行政院原子能委員會委託研究計畫研究報告，”利用CFD執行高容量乾式貯存系統之分析與輔助設計，”982001INER007。
21. Ting-Shuo Jhang, Yung-Shin Tseng, Jong-Rong Wang, Yi-Hsiang Cheng, Chunkuan Shih, “Thermal Impact Analysis of TSC Misalignment Inside TFR for a Spent Fuel Dry Storage System,” 2009 ANS Winter Meeting and Nuclear Technology Expo.
22. Kai-Jing Yang, Yung-Shin Tseng, Jong-Rong Wang, Chunkuan Shih, “Enhancement of Passive Heat Removal for Add-On Shielding in a Spent Fuel Dry Storage System,” The 8th Asian Computational Fluid Dynamics Conference, 2009.
23. Yung-Shin Tseng, Jong-Rong Wang, Yi-Hsiang Cheng , Chunkuan Shih, “Validation Study of FLUENT for the Application of Dry-Storage System Thermal Analysis,” 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants.

全文公開日期本全文未授權公開 (校內網路)
全文公開日期本全文未授權公開 (校外網路)

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