Сорокин А.П., Кузина Ю.А., Денисова Н.А.
Наиболее характерными
особенностями теплогидравлики в тепловыделяющих сборках твэлов (ТВС) активной
зоны реакторов на быстрых нейтронах, оказывающими определяющее влияние на
формирование полей скорости и температуры в ТВС во всех режимах работы,
являются значительные неравномерности температурного поля теплоносителя,
связанные с большим подогревом жидкометаллического теплоносителя (150–200 °С),
и эффекты выравнивающего воздействия на поля скорости и температуры
межканального перемешивания теплоносителя вследствие закрутки потока дистанционирующими спиральными проволочными навивками
на твэлах. Представлены результаты комплексных экспериментальных и
расчетных исследований физики и характеристик гидродинамики и теплообмена в ТВС
с дистанционирующими спиральными проволочными навивками на твэлах, полученных в
ГНЦ РФ – ФЭИ: полей скорости и температуры теплоносителя,
межканального перемешивания теплоносителя, гидравлического сопротивления сборок
твэлов. Показана высокая интенсивность межканального конвективного переноса
массы, импульса и энергии в ТВС, обусловленная закруткой потока спиральными
проволочными навивками различного типа. Представлены расчетные модели процесса
межканального обмена и рекомендации по расчету характеристик межканального
обмена и гидравлического сопротивления пучков твэлов с дистанционирующими
проволочными навивками. Приведены результаты расчетных исследований с использованием
разработанного в ГНЦ РФ – ФЭИ кода MIF-2 для численного
моделирования гидродинамики и теплообмена в ТВС быстрых реакторов с
дистанционирующими спиральными проволочными навивками на твэлах и сопоставление
с результатами независимого эксперимента и расчетами по зарубежным кодам.
гидродинамика, теплообмен, быстрые реакторы, активная зона, сборка стержней, закрутка потока, эксперимент, расчетные коды, скорость, касательное напряжение, межканальный обмен, конвективный обмен, турбулентный обмен, гидравлическое сопротивление
1.
Жуков А.В., Кириллов П.Л., Матюхин Н.М., Сорокин А.П.,
Тихомиров Б.Б., Ушаков П.А., Юрьев Ю.С., Мантлик Ф., Гейна Я.,
Шмид Й., Шульц В., Кретт В. Теплогидравлический расчет ТВС
быстрых реакторов с жидкометаллическим охлаждением. Физика ядерных реакторов.
Вып. 29. М.: Энергоатомиздат, 1985. 160 с.
2.
Жуков А.В., Сорокин А.П., Матюхин Н.М. Межканальный
обмен в ТВС быстрых реакторов: теоретические основы и физика процесса.
Физика и техника ядерных реакторов. Вып. 38.
М.: Энергоатомиздат, 1989. 184 с.
3.
Сорокин Г.А., Жуков А.В., Авдеев Е.Ф., Сорокин А.П.
Система замыкающих соотношений в рамках модели поканального
теплогидравлического анализа активной зоны ядерных реакторов. Препринт
ФЭИ-2829. Обнинск: ФЭИ, 2000.
4.
Жуков А.В., Сорокин А.П., Матюхин Н.М. Межканальный
обмен в ТВС быстрых реакторов: расчетные программы и практическое приложение.
Физика и техника ядерных реакторов. Вып. 41. М.: Энергоатомиздат, 1991.
224 c.
5.
Жуков А.В., Сорокин А.П., Ушаков П.А., Матюхин Н.М.,
Тихомиров Б.Б., Титов П.А., Михин В.И., Мантлик Ф., Гейна Я.,
Восагло Л., Червенка Я. Гидродинамические характеристики в ТВС
быстрых реакторов. Препринт ФЭИ-1816. Обнинск: ФЭИ, 1986. 68 с.
6.
LMFR core and heat exchanger thermohydraulic design:
Former USSR and present Russian approaches. IAEA-TECDOC-1060, 1999.
7.
Субботин В.И., Ибрагимов М.X., Ушаков П.А., Бобков В.П.,
Жуков А.В., Юрьев Ю.С. Гидродинамика и теплообмен в атомных
энергетических установках (основы расчета). М.: Атомиздат, 1975. 408 c.
8.
Жуков А.В., Свириденко Е.Я., Матюхин Н.М.
Экспериментальное исследование температурных
полей и теплоотдачи в треугольных решетках имитаторов твэлов с
жидкометаллическим охлаждением. Препринт ФЭИ-800. Обнинск: ФЭИ, 1978.
9.
Жуков А.В. и др. Поля скоростей в твэльных сборках быстрых
реакторов при изменении геометрии периферийных зон. В кн.: Теплофизические
исследования. М.: ВИМИ, 1977. С. 17.
10. Жуков А.В.,
Свириденко Е.Я., Матюхин Н.М. Измерение локальных гидродинамических
характеристик межканального взаимодействия в кассетах твэлов быстрых реакторов.
Препринт ФЭИ-665. Обнинск: ФЭИ, 1976.
11. Жуков А.В.
и др. Исследование гидродинамики сложного течения в сборке стержней с
дистанционирущей проволочной навивкой. Препринт ФЭИ-867. Обнинск: ФЭИ,
1978.
12. Жуков А.В.,
Сорокин А.П., Титов П.А., Богосовская Г.П., Ушаков П.А. Анализ
данных по межканальному обмену в ТВС с винтовым оребрением твэлов. Препринт
ФЭИ-1574. Обнинск: ФЭИ, 1984. 20 с.
13.
Roidt R.M.,
Carelli M.D., Markley R.A. Experimental Investigations of the
Hydraulic Field in Wire-Wrapped LMFBR Core Assemblies. Nuclear Engineering
and Design, 1980, vol. 62, no. 3, pp. 295–321.
14. Belle L., Thorne W.L. Experimental Determination of the
Local Transverse Mixing in a Rod Bundle with Helical Wire Spacers. Report on
the International Meeting on Reactor Heat Transfer. Karlsruhe, 1973.
15. Жуков А.В.,
Котовский Н.А., Матюхин Н.М., Свириденко Е.Я., Сорокин А.П.,
Ушаков П.А. Экспериментальные исследования межканального взаимодействия
теплоносителя в решетках стержней с дистанционирующей проволочной навивкой. Препринт
ФЭИ-556. Обнинск: ФЭИ, 1976. 26 с.
16. Patch L., Roidt R.M., Carelli M.D., Markley R.A.
Experimental Studies of Plow Distribution in a Wire Wrapped LMFBR Blanket
Assembly. Report on the International Meeting on Reactor Heat Transfer.
Karlsruhe. 1979.
17. Vong C.C., Todreas N.E. Wire-Wrapped Rod Bundle Heat Transfer
Analysis for LMFBR. Transactions of the American Nuclear Society, 1980,
vol. 35, pp. 823–825.
18. Markley R.A. Status of Core Thermal-Hydraulic Development in
the USA. Thermodynamics of FBR Subassemblies under Nominal and Non-Nominal
Operating Conditions. IWGFR/29. 1979, p. 76–81.
19. Ginsberg T. Forced-Flow Interchannel Mixing Model for Fuel Rod
Assemblies Utilizing a Helical Wire-Wrap Spacer System. Nuclear Engineering
and Design, 1972, vol. 22, no. 1, pp. 28–42.
20. Юрьев Ю.С.,
Кащеев В.М., Ибрагимова Г.Г. Теоретическая модель общей циркуляции
жидкости в кассете оребренных стержней. Препринт ФЭИ-709. Обнинск: ФЭИ,
1976.
21. Жуков А.В.,
Котовский Н.А., Матюхин Н.М. и др. Экспериментальное исследование
межканального взаимодействия теплоносителя в решетках стержней с
дистанционирующей проволочной навивкой. Препринт ФЭИ-556. Обнинск: ФЭИ,
1975.
22. Жуков А.В.,
Свириденко Е.Я., Матюхин Н.М., Рымкевич К.С. Исследование локальных
гидродинамических характеристик и коэффициентов межканального перемешивания в
сборках стержней с дистанционирующим винтовым оребрением (касание стержней
«ребро по ребру»). Препринт ФЭИ-908. Обнинск: ФЭИ, 1979.
23. Жуков А.В.,
Сорокин А.П., Титов П.А. и др. Турбулентный и межканальный обмен
импульсом в ТВС реакторов. Препринт ФЭИ-2015. Обнинск: ФЭИ, 1989.
24. Rowe D.S., Angel C.W. Experimental Study of Mixing Between
Rod Bundle Fuel Element Flow Channel During Boiling. Transactions of the
American Nuclear Society, 1967, vol. 10, no. 2, p. 655.
25. Ingesson L., Hedberg S. Heat Transfer between Subchannels in a Rod
Bundle. Proceeding of the Fourth International Heat Transfer Conference,
Paris-Versailles, France, 1970, vol. 3, p. 7.
26. Жуков А.В.,
Сорокин А.П., Титов П.А., Ушаков П.А. Анализ гидравлического
сопротивления пучков твэлов быстрых реакторов. Атомная энергия, 1986, т. 60,
вып. 5, с. 317–321.
27. Rehme K. Widerstandsbeiwerte Von Gitterabstandshaltern for
Reactor – brennalementen: Atomkernenergie, 1970, Bd. 15, no. 2,
s. 127–133.
28. Chiu C., Todreas N. Plow split measurements in a LMFBR
radial blanket assembly. Transaction of American Nuclear Society, 1977,
vol. 26, no. 1, pp. 455–456.
29. Markley R.A., Engel F.C. LMFBR Blanket Assemly Heat
Transfer and Hydraulic Test Data Evaluation. Thermodynamics of FBR Fuel
Subassemblies under Nominal and Nonnominal Operating Conditions. Summury
Report, Vienna, 1979.
30. Novendstern E.H. Mixing Model for Wire-Wrap Fuel Assemblies. Transaction
of American Nuclear Society, 1972, vol. 15, no. 2, p. 866.
31. Wheeler C.L. COBRA-IV-I: A Interim Version of COBRA for
Thermal. Hydraulic Analysis of Rod Bundle Fuel Elements and Cores. BNWL-1962. Washingtion:
Battelle-Pacific Northwest Laboratories Richland, 1976.
32. Wolf L., Fisher K., Herkenrath H., Hufschmidt W.
Comprehensive Assessment of the Ispra BWR and PWR Subchannel Experiments and
Code Analysis with Different Two-Phase Model and Solution Schemes. Nuclear
Engineering and Design, 1987, vol. 100, pp. 329–350.
