EDN: GDNTKO
Авторы
Сергеев В.В., Казанцев А.А.
Организация
АО «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Сергеев В.В. – старший научный сотрудник. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, д. 1. Тел.: (484) 399-51-13; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Казанцев А.А. – ведущий научный сотрудник, кандидат технических наук, доцент.
Аннотация
В работе рассмотрена расчетная модель теплоотвода мощности остаточного тепловыделения ОЯТ в «мокрых» бассейнах выдержки за счет испарения воды и уноса испаряющегося пара вентилируемым воздухом. Этот способ теплоотвода является определяющим при небольшой тепловой нагрузке БВ до 2 кВт на 1 м2 зеркала испарения и остановке принудительного охлаждения за счет работы теплообменника. Данному условию отвечают все БВ Билибинской АЭС. Модель основана на теории подобия теплообменных и массообменных процессов и реализована в аналитической форме. Проведено аналитическое сравнение с аналогичной численной моделью в системном теплогидравлическом коде TRAC (TRACE). Показано, что не все системные и CFD теплогидравлические коды располагают полной и замкнутой моделью испарения с границы раздела жидкость – газ. Для практического использования разработанной модели испарения представлена интегральная (точечная) модель динамики тепловых режимов БВ, реализованная численно. Данная модель БВ отличается высокой скоростью проведения расчетов, что относит ее к разряду тренажеров для прогнозирования тепловых режимов бассейнов на срок более 10 лет. Таких показателей по скорости расчета невозможно получить при использовании системных (отраслевых) кодов.
Ключевые слова
бассейн выдержки (БВ), отработанная тепловыделяющая сборка (ОТВС), Билибинская атомная электростанция (БиАЭС), теплогидравлические системные коды, теплообменник (ТО), испарение с поверхности воды, теория подобия
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Бедретдинов М.М., Степанов О.Е. Валидация кодов КОРСАР/ГП и СОКРАТ/В1 для условий потери охлаждения бассейна выдержки отработанного ядерного топлива. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2021, вып. 3, с. 213–225. Доступно на: https://vant.ippe.ru/year2021/3/thermal-physics-hydrodynamics/2048-18.html (дата обращения 02.03.2023).
- Балашевский А.С., Шевелев Д.В., Власенко Н.И., Козлов В.Я. Моделирование с помощью программного кода MELCOR аварии в бассейне выдержки ОЯТ энергоблока № 1 южно-украинской АЭС при нарушении теплоотвода. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2013, № 3, с. 15–23. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2013.3.02.
- РК КОРСАР. Руководство пользователя. Сосновый Бор. 2006. 257 c. Доступно на: https://korsar.niti.ru/wp-content/uploads/sites/2/2022/04/um_v3_ru.pdf (дата обращения 18.11.2022).
- RELAP5-3D. Code Manual. User’s Guidelines. NUREG/CR-5535 Idaho National Engineering and Environmental Laboratory INEL-95/0174, vol. 5, rev. 1. 2002. Доступно на: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/27/008/27008531.pdf (дата обращения 22.11.2022).
- Spore J.W., Jolly-Woodruff S.J., Knight T.K., Lin J-C., Nelson R.A., Pasamehmetoglu K.O., Steinke R.G., Unal C. TRAC-PF1/M0D2 Code Manual, Volume 1, Theory Manual. NUREG/CR-5673, LA-12031-M, 1993.
- Справочник по теплообменникам. Т. 1. Перевод с англ. под. ред. Мартыненко О.М. M.: Энергоатомиздат, 1987. 560 с. Доступно на: https://www.c-o-k.ru/library/document/12959 (дата обращения 18.11.2022).
- Орвос М., Сзабо В., Пус Т. Скорость испарения со свободной поверхности нагретой жидкости. Прикладная механика и техническая физика, 2016, т. 57, № 6, с. 168–179.
- Бурцев С.И., Цветков Ю.Н. Влажный воздух. Состав и свойства: Учеб. пособие. СПб.: СПбГАХПТ, 1998. 146 с. Доступно на: http://booksshare.net/index.php?id1=4&category=chem&author=burcev-si&book=1998 (дата обращения 18.11.2022).
- ANSYS Fluent Theory Guide. Release 15.0. 2013. Доступно на: http://www.pmt.usp.br/academic/martoran/notasmodelosgrad/ANSYS%20Fluent%20Theory%20Guide%2015.pdf (дата обращения 22.11.2022).
- Decay Heat Calculations for PWR and BWR Assemblies Fueled with Uranium and Plutonium Mixed Oxide Fuel Using Scale. Oak Ridge National Laboratory, 2011. Доступно на: https://info.ornl.gov/sites/publications/Files/Pub31857.pdf (дата обращения 18.11.2022).
- Technical Basis for a Proposed Expansion of Regulatory Guide 3.54-Decay Heat Generation in an Independent Spent Fuel Storage Installation. United States Regulatory Commission, 2010. Доступно на: https://www.nrc.gov/docs/ML1008/ML100850213.pdf (дата обращения 22.11.2022).
- Сергеев В.В. Особенности расчетного моделирования тепловых режимов бассейнов выдержки
БиАЭС. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2021, вып. 1, с. 91–107.
- Юдов Ю.В. Численное моделирование теплогидравлических процессов в циркуляционных контурах реакторных установок с водяным теплоносителем. Дис. доктор тех. наук. ФГБУН «Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук». 2021. 277 с.
УДК 621.311.25
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2023, № 2, c. 238–251
