Design of the high pressure high temperature annulus flow(Philus) facility
Başlık çevirisi mevcut değil.
- Tez No: 916353
- Danışmanlar: DR. JULİANA P, DR. MARK PİERSON, DR. YANG LİU
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Belirtilmemiş.
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2022
- Dil: İngilizce
- Üniversite: Virginia Polytechnic Institute and State University
- Enstitü: Yurtdışı Enstitü
- Ana Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 127
Özet
Özet yok.
Özet (Çeviri)
Critical heat flux (CHF) and post-CHF are two critical phenomena in light water-cooled nuclear power plants regarding safety. Even though the general trends of CHF and postCHF are known, the exact mechanisms are still unknown. To better understand CHF and post-CHF, experimental flow boiling facilities are constructed around the world. However, these facilities are limited in their experimental conditions and spatial resolution necessary to advance our understanding of two-phase heat transfer. Previous rod surface measurements were collected with thermocouples to measure CHF location and temperature excursion, yet thermocouples provide limited spatial resolution, which leads to significant uncertainties in the CHF prediction. On the other hand, optical fiber temperature sensors can measure the temperature and the CHF propagation with high spatial resolution. Also, the capability of the optical fiber at high temperatures has been proven in previous studies. The current study aims to apply optical fiber at high-pressure and high mass fluxes. The high-Pressure HIgh-temperature annuLUS flow (PHILUS) facility was designed to provide desired working conditions in the test section that uses optical fiber temperature sensors. The PHILUS test section has a length of 1320 mm, with 1000 mm of heated length. The working conditions of the PHILUS are up to 18 MPa, temperatures up to 357◦C, and coolant mass flux from 500 to 3700 kg/m2 s. The main components of the loop are a steam separator, two heat exchangers (a condenser and a cooler), a bladder-type accumulator, two bypass lines, and a high-pressure pump. Coolant-Boiling in Rod Arrays-Two Fluids (COBRA-TF) code was used to design the CHF and post-CHF experiments to be performed at the PHILUS
Benzer Tezler
- Computational fluid dynamics studies for a spouted bed nuclear fuel coater
Taşkın yatak nükleer yakıt kaplayıcı için hesaplamalı akışkanlar dinamiği çalışmaları
SENEM ŞENTÜRK LÜLE
Doktora
İngilizce
2012
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ÜNER ÇOLAK
- Modelling wellbore hydraulics through thermal rheological sepiolite mud properties
Sondaj kuyusu hidroliğinin sepiyolit çamuru ısıl reolojik özellikleriyle modellenmesi
ALI ETTEHADI
Doktora
İngilizce
2016
Petrol ve Doğal Gaz Mühendisliğiİstanbul Teknik ÜniversitesiPetrol ve Doğal Gaz Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. GÜRŞAT ALTUN
- Yüksek basınç ve yüksek sıcaklıklı raudhatain sahasında asitle çatlatmanın tasarlanması ve etkisinin araştırılması
Design and analysis of the effect of acid fracturing in the high pressure and high temperature raudhatain field
SAMAR ALYOUNES
Yüksek Lisans
Türkçe
2024
Petrol ve Doğal Gaz MühendisliğiBatman ÜniversitesiPetrol ve Doğal Gaz Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DR. ÖĞR. ÜYESİ DERYA KOCA
- LPG ve benzin üretilen platformer ünitesinin bilgisayar destekli analizi
Başlık çevirisi yok
TANER A. TECİRLİOĞLU
- Üç boyutlu modelleme ile benzinli bir motorda farklı yanma odalarının incelenmesi
Analyzing different combustion chambers in gasoline engine with three dimensional modeling
ÖNCEL ÖNCÜOĞLU
Yüksek Lisans
Türkçe
2015
Makine Mühendisliğiİstanbul Teknik ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DR. ALPER TOLGA ÇALIK