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  1. Dissertationen

Auswahl der wissenschaftlichen Literatur zum Thema „Nuclear boiling“

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Dissertationen zum Thema "Nuclear boiling"

1

Doney, George Daniel. "Acoustic boiling detection." Thesis, Massachusetts Institute of Technology, 1994. http://hdl.handle.net/1721.1/28110.

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Aziz, S. "Forced convection film boiling on spheres." Thesis, University of Oxford, 1986. http://ethos.bl.uk/OrderDetails.do?uin=uk.bl.ethos.371536.

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Samaroo, Randy. "The effects of geometric, flow, and boiling parameters on bubble growth and behavior in subcooled flow boiling." Thesis, The City College of New York, 2016. http://pqdtopen.proquest.com/#viewpdf?dispub=10159915.

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<p> Air bubble injection and subcooled flow boiling experiments have been performed to investigate the liquid flow field and bubble nucleation, growth, and departure, in part to contribute to the DOE Nuclear HUB project, Consortium for Advanced Simulation of Light Water Reactors (CASL). The main objective was to obtain quantitative data and compartmentalize the many different interconnected aspects of the boiling process &mdash; from the channel geometry, to liquid and gas interactions, to underlying heat transfer mechanisms. </p><p> The air bubble injection experiments were performed in annular and rectangular geometries and yielded data on bubble formation and departure from a small hole on the inner tube surface, subsequent motion and deformation of the detached bubbles, and interactions with laminar or turbulent water flow. Instantaneous and ensemble- average liquid velocity profiles have been obtained using a Particle Image Velocimetry technique and a high speed video camera. Reynolds numbers for these works ranged from 1,300 to 7,700.</p><p> Boiling experiments have been performed with subcooled water at atmospheric pres- sure in the same annular channel geometry as the air injection experiments. A second flow loop with a slightly larger annular channel was constructed to perform further boiling experiments at elevated pressures up to 10 bar. High speed video and PIV measurements of turbulent velocity profiles in the presence of small vapor bubbles on the heated rod are presented. The liquid Reynolds number for this set of experiments ranged from 5,460 to 86,000. It was observed that as the vapor bubbles are very small compared to the injected air bubbles, further experiments were performed using a microscopic objective to obtain higher spatial resolution for velocity fields near the heated wall. Multiple correlations for the bubble liftoff diameter, liftoff time and bub- ble history number were evaluated against a number of experimental datasets from previous works, resulting in a new proposed correlations that account for fluid prop- erties that vary with pressure, heat flux, and variations in geometry.</p>
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4

Zeng, Yi. "Effect of peripheral wall conduction in pool boiling." Thesis, University of Ottawa (Canada), 1985. http://hdl.handle.net/10393/22397.

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Gao, Qi. "A boiling water reactor simulator for stability analysis." Thesis, Massachusetts Institute of Technology, 1996. http://hdl.handle.net/1721.1/39053.

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Lange, Carsten. "Advanced nonlinear stability analysis of boiling water nuclear reactors." Doctoral thesis, Saechsische Landesbibliothek- Staats- und Universitaetsbibliothek Dresden, 2009. http://nbn-resolving.de/urn:nbn:de:bsz:14-qucosa-24954.

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This thesis is concerned with nonlinear analyses of BWR stability behaviour, contributing to a deeper understanding in this field. Despite negative feedback-coefficients of a BWR, there are operational points (OP) at which oscillatory instabilities occur. So far, a comprehensive and an in-depth understanding of the nonlinear BWR stability behaviour are missing, even though the impact of the significant physical parameters is well known. In particular, this concerns parameter regions in which linear stability indicators, like the asymptotic decay ratio, lose their meaning. Nonlinear stability analyses are usually carried out using integral (system) codes, describing the dynamical system by a system of nonlinear partial differential equations (PDE). One aspect of nonlinear BWR stability analyses is to get an overview about different types of nonlinear stability behaviour and to examine the conditions of their occurrence. For these studies the application of system codes alone is inappropriate. Hence, in the context of this thesis, a novel approach to nonlinear BWR stability analyses, called RAM-ROM method, is developed. In the framework of this approach, system codes and reduced order models (ROM) are used as complementary tools to examine the stability characteristics of fixed points and periodic solutions of the system of nonlinear differential equations, describing the stability behaviour of a BWR loop. The main advantage of a ROM, which is a system of ordinary differential equations (ODE), is the possible coupling with specific methods of the nonlinear dynamics. This method reveals nonlinear phenomena in certain regions of system parameters without the need for solving the system of ROM equations. The stability properties of limit cycles generated in Hopf bifurcation points and the conditions of their occurrence are of particular interest. Finally, the nonlinear phenomena predicted by the ROM will be analysed in more details by the system code. Hence, the thesis is not focused on rendering more precisely linear stability indicators like DR. The objective of the ROM development is to develop a model as simple as possible from the mathematical and numerical point of view, while preserving the physics of the BWR stability behaviour. The ODEs of the ROM are deduced from the PDEs describing the dynamics of a BWR. The system of ODEs includes all spatial effects in an approximated (spatial averaged) manner, e.g. the space-time dependent neutron flux is expanded in terms of a complete set of orthogonal spatial neutron flux modes. In order to simulate the stability characteristics of the in-phase and out-of-phase oscillation mode, it is only necessary to take into account the fundamental mode and the first azimuthal mode. The ROM, originally developed at PSI in collaboration with the University of Illinois (PSI-Illinois-ROM), was upgraded in significant points: • Development and implementation of a new calculation methodology for the mode feedback reactivity coefficients (void and fuel temperature reactivity) • Development and implementation of a recirculation loop model; analysis and discussion of its impact on the in-phase and out-of-phase oscillation mode • Development of a novel physically justified approach for the calculation of the ROM input data • Discussion of the necessity of consideration of the effect of subcooled boiling in an approximate manner With the upgraded ROM, nonlinear BWR stability analyses are performed for three OPs (one for NPP Leibstadt (cycle7), one for NPP Ringhals (cycle14) and one for NPP Brunsbüttel (cycle16) for which measuring data of stability tests are available. In this thesis, the novel approach to nonlinear BWR stability analyses is extensively presented for NPP Leibstadt. In particular, the nonlinear analysis is carried out for an operational point (OP), in which an out-of-phase power oscillation has been observed in the scope of a stability test at the beginning of cycle 7 (KKLc7_rec4). The ROM predicts a saddle-node bifurcation of cycles, occurring in the linear stable region, close to the KKLc7_rec4-OP. This result allows a new interpretation of the stability behaviour around the KKLc7_rec4-OP. The results of this thesis confirm that the RAM-ROM methodology is qualified for nonlinear BWR stability analyses<br>Die vorliegende Dissertation leistet einen Beitrag zum tieferen Verständnis des nichtlinearen Stabilitätsverhaltens von Siedewasserreaktoren (SWR). Trotz der Tatsache, dass in diesem technischen System nur negative innere Rückkopplungskoeffizienten auftreten, können in bestimmten Arbeitspunkten oszillatorische Instabilitäten auftreten. Obwohl relativ gute Kenntnisse über die signifikanten physikalischen Einflussgrößen vorliegen, fehlt bisher ein umfassendes Verständnis des SWR-Stabilitätsverhaltens. Das betrifft insbesondere die Bereiche der Systemparameter, in denen lineare Stabilitätsindikatoren, wie zum Beispiel das asymptotische Decay Ratio (DR), ihren Sinn verlieren. Die nichtlineare Stabilitätsanalyse wird im Allgemeinen mit Systemcodes (nichtlineare partielle Differentialgleichungen, PDG) durchgeführt. Jedoch kann mit Systemcodes kein oder nur ein sehr lückenhafter Überblick über die Typen von nichtlinearen Phänomenen, die in bestimmten System-Parameterbereichen auftreten, erhalten werden. Deshalb wurde im Rahmen der vorliegenden Arbeit eine neuartige Methode (RAM-ROM Methode) zur nichtlinearen SWR-Stabilitätsanalyse erprobt, bei der integrale Systemcodes und sog. vereinfachte SWR-Modelle (ROM) als sich gegenseitig ergänzende Methoden eingesetzt werden, um die Stabilitätseigenschaften von Fixpunkten und periodischen Lösungen (Grenzzyklen) des nichtlinearen Differentialgleichungssystems, welches das Stabilitätsverhalten des SWR beschreibt, zu bestimmen. Das ROM, in denen das dynamische System durch gewöhnliche Differentialgleichungen (GDG) beschrieben wird, kann relativ einfach mit leistungsfähigen Methoden aus der nichtlinearen Dynamik, wie zum Beispiel die semianalytische Bifurkationsanalyse, gekoppelt werden. Mit solchen Verfahren kann, ohne das DG-System explizit lösen zu müssen, ein Überblick über mögliche Typen von stabilen und instabilen oszillatorischen Verhalten des SWR erhalten werden. Insbesondere sind die Stabilitätseigenschaften von Grenzzyklen, die in Hopf-Bifurkationspunkten entstehen, und die Bedingungen, unter denen sie auftreten, von Interesse. Mit dem Systemcode (RAMONA5) werden dann die mit dem ROM vorhergesagten Phänomene in den entsprechenden Parameterbereichen detaillierter untersucht (Validierung des ROM). Die Methodik dient daher nicht der Verfeinerung der Berechnung linearer Stabilitätsindikatoren (wie das DR). Das ROM-Gleichungssystem entsteht aus den PDGs des Systemcodes durch geeignete (nichttriviale) räumliche Mittelung der PDG. Es wird davon ausgegangen, dass die Reduzierung der räumlichen Komplexität die Stabilitätseigenschaften des SWR nicht signifikant verfälschen, da durch geeignete Mittlungsverfahren, räumliche Effekte näherungsweise in den GDGs berücksichtig werden. Beispielsweise wird die raum- und zeitabhängige Neutronenflussdichte nach räumlichen Moden entwickelt, wobei für eine Simulation der Stabilitätseigenschaften der In-phase- und Out-of-Phase-Leistungsoszillationen nur der Fundamentalmode und der erste azimuthale Mode berücksichtigt werden muss. Das ROM, welches ursprünglich am Paul Scherrer Institut (PSI, Schweiz) in Zusammenarbeit mit der Universität Illinois (USA) entwickelt wurde, ist in zwei wesentlichen Punkten erweitert und verbessert worden: • Entwicklung und Implementierung einer neuen Methode zur Berechnung der Rückkopplungsreaktivitäten • Entwicklung und Implementierung eines Modells zur Beschreibung der Rezirkulationsschleife (insbesondere wurde der Einfluss der Rezirkulationsschleife auf den In-Phase-Oszillationszustand und auf den Out-of-Phase-Oszillationszustand untersucht) • Entwicklung einer physikalisch begründeten Methode zur Berechnung der ROM-Inputdaten • Abschätzung des Einflusses des unterkühlten Siedens im Rahmen der ROM-Näherungen Mit dem erweiterten ROM wurden nichtlineare Stabilitätsanalysen für drei Arbeitspunkte (KKW Leibstadt (Zyklus 7) KKW Ringhals (Zyklus 14) und KKW Brunsbüttel (Zyklus 16)), für die Messdaten vorliegen, durchgeführt. In der Dissertationsschrift wird die RAM-ROM Methode ausführlich am Beispiel eines Arbeitspunktes (OP) des KKW Leibstadt (KKLc7_rec4-OP), in dem eine aufklingende regionale Leistungsoszillation bei einem Stabilitätstest gemessen worden ist, demonstriert. Das ROM sagt die Existenz eines Umkehrpunktes (saddle-node bifurcation of cycles, fold-bifurcation) voraus, der sich im linear stabilen Gebiet nahe der Stabilitätsgrenze befindet. Mit diesem ROM-Ergebnis ist eine neue Interpretation der Stabilitätseigenschaften des KKLc7_rec4-OP möglich. Die Resultate der in der Dissertation durchgeführten RAM-ROM Analyse bestätigen, dass das weiterentwickelte ROM für die Analyse des Stabilitätsverhaltens realer Leistungsreaktoren qualifiziert wurde
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Chen, Xiangbin. "Direct numerical simulation of nuclear boiling on nanopatterned surface." Electronic Thesis or Diss., Sorbonne université, 2024. https://accesdistant.sorbonne-universite.fr/login?url=https://theses-intra.sorbonne-universite.fr/2024SORUS289.pdf.

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Les dynamiques de l'ébullition nucléée sont intimement influencées par les interactions entre les domaines fluide et solide, en particulier dans des conditions de petits angles de contact et de phénomènes d'interface complexes. Cette thèse présente le développement et l'application de méthodes numériques avancées pour simuler ces interactions avec une précision accrue. Au cœur de ce travail se trouve la mise en œuvre d'une méthode de convection Volume de Fluide (VOF) conservatrice de masse, intégrée de manière fluide avec une approche de domaine solide intégré. Cette technique est spécifiquement conçue pour relever les défis de la capture précise des dynamiques d'ébullition à de petits angles de contact.Le cadre numérique est construit sur la plateforme Basilisk, développée par Stéphane Popinet, en utilisant un modèle à fluide unique où la méthode VOF capture efficacement les dynamiques d'interface fluide. Un modèle de force de surface continue est employé pour représenter avec précision les effets de tension de surface, tandis que le modèle solide intégré assure un couplage robuste entre les domaines fluide et solide. Pour améliorer encore la fidélité de la simulation, le modèle de changement de phase de Leon Malan est intégré, incorporant une méthode d'interface de convection en deux étapes et une équation conservatrice d'énergie pour gérer les complexités de la transition de phase. De plus, un modèle de résistance thermique interfaciale développé par Lubomír Moravcík est implémenté, quantifiant la résistance thermique à l'interface fluide-solide.Un exercice de validation rigoureux est réalisé, démontrant une forte concordance avec les données expérimentales de référence et les modèles théoriques établis. Les contributions clés de ce travail incluent l'amélioration des techniques de modélisation du changement de phase, une compréhension approfondie des dynamiques des microlayers, et des insights sur l'interaction entre la tension de surface, les forces visqueuses, et le transfert de chaleur dans l'ébullition nucléée. Cette recherche constitue une base solide pour les études futures, y compris les simulations tridimensionnelles et l'investigation des effets de la rugosité de surface et de la distribution initiale de la température sur les dynamiques de l'ébullition<br>Nucleate boiling dynamics are intricately influenced by the interactions between fluid and solid domains, particularly under conditions of small contact angles and complex interface phenomena. This thesis presents the development and application of advanced numerical methods to simulate these interactions with enhanced precision. Central to this work is the implementation of a mass-conservative Volume of Fluid (VOF) advection method, seamlessly integrated with an embedded solid domain approach. This technique is specifically designed to address the challenges of accurately capturing the dynamics of boiling processes at small contact angles.The numerical framework is constructed within the Basilisk platform, developed by Stéphane Popinet, utilizing a one-fluid model where the VOF method efficiently captures fluid interface dynamics. A continuous surface force model is employed to accurately represent surface tension effects, while the embedded solid model ensures robust coupling between the fluid and solid domains. To further enhance the simulation's fidelity, Leon Malan's phase-change model is integrated, incorporating a two-step advection interface method and an energy-conservative equation to handle the complexities of phase transition. Additionally, an interfacial heat resistance model by Lubomír Moravcík is implemented, quantifying the thermal resistance at the fluid-solid interface.A rigorous validation exercise is performed, demonstrating strong agreement with reference experimental data and established theoretical models. Key contributions of this work include the refinement of phase-change modeling techniques, a deeper understanding of microlayer dynamics, and insights into the interplay between surface tension, viscous forces, and heat transfer in nucleate boiling. This research provides a solid foundation for future studies, including three-dimensional simulations and the investigation of surface roughness and initial temperature distribution effects on boiling dynamics
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Breen, R. J. "PWR safety studies : nucleate boiling heat transfer." Thesis, University of Oxford, 1988. http://ethos.bl.uk/OrderDetails.do?uin=uk.bl.ethos.236258.

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Kim, Sung Joong Ph D. Massachusetts Institute of Technology. "Pool boiling heat transfer characteristics of nanofluids." Thesis, Massachusetts Institute of Technology, 2007. http://hdl.handle.net/1721.1/41306.

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Thesis (S.M.)--Massachusetts Institute of Technology, Dept. of Nuclear Science and Engineering, 2007.<br>Includes bibliographical references (leaves 79-83).<br>Nanofluids are engineered colloidal suspensions of nanoparticles in water, and exhibit a very significant enhancement (up to 200%) of the boiling Critical Heat Flux (CHF) at modest nanoparticle concentrations (50.1% by volume). Since CHF is the upper limit of nucleate boiling, such enhancement offers the potential for major performance improvement in many practical applications that use nucleate boiling as their prevalent heat transfer mode. The nuclear applications considered are main reactor coolant for PWR, coolant for the Emergency Core Cooling System (ECCS) of both PWR and BWR, and coolant for in-vessel retention of the molten core during severe accidents in high-power-density LWR. To implement such applications it is necessary to understand the fundamental boiling heat transfer characteristics of nanofluids. The nanofluids considered in this study are dilute dispersions of alumina, zirconia, and silica nanoparticles in water. Several key parameters affecting heat transfer (i.e., boiling point, viscosity, thermal conductivity, and surface tension) were measured and, consistently with other nanofluid studies, were found to be similar to those of pure water. However, pool boiling experiments showed significant enhancements of CHF in the nanofluids. Scanning Electron Microscope (SEM) and Energy Dispersive Spectrometry (EDS) analyses revealed that buildup of a porous layer of nanoparticles on the heater surface occurred during nucleate boiling. This layer significantly improves the surface wettability, as shown by measured changes in the static contact angle on the nanofluid-boiled surfaces compared with the pure-water-boiled surfaces. It is hypothesized that surface wettability improvement may be responsible for the CHF enhancement.<br>by Sung Joong Kim.<br>S.M.
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Mason, VerrDon Holbrook. "Chemical characterization of simulated boiling water reactor coolant." Thesis, Massachusetts Institute of Technology, 1990. http://hdl.handle.net/10945/28026.

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