Грабежная В.А., Михеев А.С.
Одним из перспективных направлений развития большой
энергетики является создание АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Высокие
энергетические параметры станции требуют и повышения параметров водяного
контура. Необходим рост как давления выходного пара, так и его расхода, для
получения более высокого к.п.д. станции. В
разрабатываемых проектах реакторных установок рассматриваются парогенераторы
интегрального исполнения. Любая конструкция ПГ требует экспериментального
обоснования как в части подтверждения проектных параметров по пару, так и в
части теплогидравлики парогенерирующего канала. В прямоточных парогенераторах
при определенном сочетании режимных параметров (мощность, давление,
температура, расход питательной воды) могут наблюдаться самоподдерживающиеся
колебания расхода рабочего тела, так называемая гидродинамическая (или
колебательная) неустойчивость. Динамические неустойчивости в виде колебаний
волн плотности приводят к нестационарному кризису теплообмена. Экспериментальному
нахождению границы неустойчивости посвящено много работ, большая часть которых
была проведена на моделях с парогенерирующими трубами в виде витых
каналов.
В настоящей работе представлены результаты испытаний различных моделей парогенерирующих каналов, которые были проведены в ГНЦ РФ – ФЭИ на стенде СПРУТ, на предмет возникновения теплогидравлической
неустойчивости. Показано влияние длины в случае прямотрубного парогенерирующего канала на протяженность зоны пульсаций температуры стенки в области кризиса
теплообмена. Отмечается стабилизирующее влияние закрученных потоков (витой
канал либо труба с внутренним оребрением) на теплогидравлическую устойчивость.
1.
Обзор ядерных технологий – 2016. Генеральная конференция МАГАТЭ. Шестидесятая
очередная сессия, 13 июля 2016 г. IAEA, GC(60)/INF/2.
2.
The Generation IV Technology Roadmap. Recommended reactor system concepts
for Research and development scooping. Technical Working Group
Co-Chairs. Generation IV Leadership Meeting. Houston, Texas. March
15, 2002.
3.
Адамов Е.О., Джалавян А.В., Лопаткин А.В., Молоканов
Н.А., Муравьёв Е.В., Орлов В.В., Калякин С.Г., Рачков В.И.
Концептуальные положения стратегии развития ядерной энергетики России в
перспективе до 2100 г. Атомная энергия, 2012, т. 112, вып. 6, с.
319–330.
4.
Yoo J., Chang J., Lim J.-Y., Cheon J.-S., Lee T.-H.,
Kim S.K., Lee K.L., Joo H.-K. Overall System Description and Safety
Characteristics of Prototype Gen IV Sodium Cooled Fast Reactor in Korea. Nuclear
Engineering and Technology, 2016, vol. 48, pp. 1059–1070.
5.
Nakai R. Safety Design Criteria (SDC) Gen-IV
Sodium-Cooled Fast Reactor. International Conference
on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR13). Paris, France. 4–7 March,
2013.
6.
Васильев Б.А., Васяев А.В., Зверев Д.Л., Шепелев С.Ф. Состояние
разработки проекта БН-1200. Сб. докл. третьей международной
научно-технической конференции «Инновационные проекты и технологии ядерной
энергетики». М.: НИКИЭТ, 2014, т. 1, с. 114–127.
7.
Орлов В.В., Филин А.И., Цикунов В.С., Сила-Новицкий А.Г., Смирнов
В.С., Леонов В.Н. Задачи и требования к конструкции
опытно-демонстрационного реактора БРЕСТ-ОД-300. Труды конференции «Тяжелые
жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях». Обнинск, 1999, т.
2, с. 450–457.
8.
Damiani L., Pini Prato A., Revetria R. Innovative Steam
Generation ALFRED Lead-Cooled Fast Reactor Demonstrator. Applied Energy,
2014, vol. 121, pp. 207–218.
9.
Блохина А.Н., Лякишев С.Л., Соломатина В.А. Перспективный корпусной
парогенератор для энергоблока на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Вопросы
атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС, 2012, № 31,
с. 5–14.
10. Говоров П.П.,
Кузнецов А.А. Гидродинамическая неустойчивость в парогенераторах энергоблока
БН-600 и ее диагностирование. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2005, № 1,
с. 91–94.
11. Boure J.A., Bergles A.E. & Tong L.S. (1973).
Review of two-phase flow instability, Nuclear Engineering and Design, 1973, vol. 25, pp. 165–192.
12. Методические указания. Тепловой и гидравлический
расчет теплообменного оборудования АЭС.
РД 24.035.05-89. Л.: НПО ЦКТИ, 1991, 210 с.
13. Кокорев Б.В.,
Фарафонов В.А. Парогенераторы ядерных энергетических установок с
жидкометаллическим охлаждением. М.: Энергоатомиздат, 1990, 264 с.
14. Kakac S., Bon B. A Review of Two-Phase Flow Dynamic Instabilities in
Tube Boiling Systems. Heat and Mass Transfer, 2008, vol. 51, pp. 399–433.
15. Yadigaroglu G., Bergles A.E. Fundamental and Higher-Mode Density
Wave Oscillations in Two-Phase Flow. Transactions of ASME. Ser. C. Journal
of Heat Transfer, 1972, vol. 94, pp. –195.
16. Yoon J. Sizing of a Tube Inlet Orifice of a Once-Through Steam
Generator to Suppress the Parallel Channel Instability. Nuclear Engineering
and Technology , 2021, vol. 53, pp. 3643–3652.
17. Ishii M. Thermally Induced Flow Instabilities in Two-Phase
Mixtures in Thermal Equilibrium. Ph.D. Thesis, GIT, 1971.
18. Огорев Л.Е.,
Лихошерст А.И., Иванов А.И., Титов В.Ф. Методы определения напряжений и
долговечности парогенерирующих труб. Труды конференции «Опыт разработки и
эксплуатации парогенераторов быстрых реакторов». Димитровград: НИИАР, 1982,
с. 395–404.
19. Петров П.А. Гидродинамика
прямоточного котла. М.: Госэнергоиздат, 1960. 169 c.
20. Kang H.O., Seo J.K., Kim Y.W., Yoon J., Kim K.K. Structural
Integrity confirmation of a Once-Through Steam Generator from the Viewpoint of Flow
Instability. Journal of Nuclear Science and Technology, 2007,
vol. 44, no. 1, pp. 64–72.
21. Судаков А.В.,
Трофимов А.С. Пульсации температур и долговечность элементов энергооборудования.
Л.: Энергоатомиздат, 1989, 176 с.
22. Akagava B.K., Sacaguchi T., Kono M., Nishimura M. Study on
Distribution of Flow Rates and Flow Stabilities in Parallel Long Evaporators. Bulletin
of the JSME, 1971, vol. 14, pp. 837–849.
23. Guo L.-J., Feng Z.-P., Chen X.-J. Pressure Drop Oscillation of
Steam-Water Two-Phase Flow in Helically Coiled Tube. Int. J. HeaT Mass
Transfer, 2001, vol. 44, no. 8, pp. 1555–1564.
24. Efferding L.E. Dynamic Stability Experimental/Analytical Program
Results on a Multiple Tube Sodium Heated Steam Generator Model Employing Double
Wall Tubes. ASME paper 83-WA/Ne-7, 1983.
25. France D.M., Carlson R.D., Roy R.P., Harden R.E. Dynamic
Stability Experiments in Once-Through LMFBR Steam Generators. ANL-84-86
Report, 1984, 200 p.
26. Suzuoki A. Studies of Thermal-Hydrodynamic Flow Instability. Bulletin
of the JSME, 1977, vol. 20, pp. 1291–1289.
27. Березин А.Н.,
Грабежная В.А., Михеев А.С., Орлов Ю.И., Парфенов А.С., Сергеев В.В.
Расчетно-экспериментальное исследование парогенератора РУ БРЕСТ-ОД-300. Труды
третьей международной научно-технической конференции «Инновационные проекты и
технологии ядерной энергетики». М.: НИКИЭТ, 2014, т. 1, с. 224–236.
28. Поплавский В.М.
Быстрые реакторы. Состояние и перспективы. Атомная энергия, 2004, т. 96,
вып. 5, с. 327–335.
29. Кириллов П.Л.,
Бобков В.П., Жуков А.В., Юрьев Ю.С. Справочник по
теплогидравлическим расчетам в ядерной энергетике. Том 1.
Теплогидравлические процессы в ЯЭУ. М.: ИздАт, 2010, 776 с.
30. Хум И.,
Мошнерова И., Бица И., Грачев Н.С., Кириллов П.Л., Прохорова В.А., Турчин Н.М.
Пульсации температуры теплопередающей стенки в модели парогенератора,
обогреваемого натрием. Отчет ГКИАЭ и ЧСКАЭ № 78-05017. ГИИМ
Прага – Беховице, 1978, 46 с.
31. Кириллов П.Л.,
Грачев Н.С., Турчин Н.М., Худаско В.В., Бица И., Хум И., Шнеллер Й. Пульсации
температуры в теплопередающей стенке модели парогенератора с обогревом натрием.
Атомная энергия, 1983, т. 54, вып. 5, с. 330–333.
32. Грабежная В.А.,
Михеев А.С. О теплогидравлической устойчивости парогенерирующего канала с
жидкометаллическим обогревом. Труды пятой международной научно-технической
конференции «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики». М.:
НИКИЭТ, 2018, с. 583–592. (CD).
33. Грабежная В.А.,
Михеев А.С. Экспериментальные исследования в обоснование парогенераторов нового
поколения, обогреваемых жидкометаллическим теплоносителем. Труды
научно-технической конференции «Теплофизика реакторов нового поколения».
Обнинск, 2016, с. 211–222. (CD).
34. Грачев Н.С.,
Кириллов П.Л., Прохорова В.А. Экспериментальное исследование теплообмена в
парогенерирующей трубе с внутренним оребрением. Теплофизика высоких
температур, 1976, т. ХV, № 6, с. 1234–1240.
35. Грабежная В.А.,
Михеев А.С., Штейн Ю.Ю., Семченков А.А. Расчетно-экспериментальное исследование
работы модели парогенератора БРЕСТ-ОД-300. Известия вузов. Ядерная
энергетика, 2013, № 1, с. 101–109.
36. Грабежная В.А.,
Михеев А.С., Крюков А.Е. Испытания модели парогенератора БРЕСТ при работе на
частичных и пусковых режимах. Научн.-техн. сб. «Итоги научно-технической
деятельности Института ядерных реакторов и теплофизики за 2012 год». Обнинск:
ГНЦ РФ – ФЭИ, 2013, с. 131–142.
37. Грабежная В.А., Парфенов А.С., Михеев А.С. О конвективном
теплообмене в витых каналах с жидкометаллическим обогревом. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные
константы, 2016, вып. 5, с. 175–183. Доступен на: https://vant.ippe.ru/year2016/5/1217-15.html
(дата обращения 18.08.2021).
38. Грабежная В.А.,
Михеев А.С. Теплогидравлические испытания многотрубной модели парогенератора в
режиме частичных параметров. Вопросы атомной науки
и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. 2017, вып. 3, с. 177–186. Доступен
на: https://vant.ippe.ru/year2017/3/1384-15.html (дата обращения 18.08.2021).
