EDN: COFFPF
Авторы
Диденко Д.В.1, Никаноров О.Л.1, Рогожкин С.А.1, Шепелев С.Ф.1, Аксенов А.А.2, Жестков М.Н.2, Щеляев А.Е.2
Организация
1 АО «Опытное конструкторское бюро машиностроения имени И.И. Африкантова», Нижний Новгород, Россия
2 Общество с ограниченной ответственностью «ТЕСИС», Москва, Россия
Диденко Д.В.1 – инженер-конструктор; Контакты: 603074, Нижегородская обл., Нижний Новгород, Бурнаковский проезд, 15. Тел.: (831) 246-94-31; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Никаноров О.Л.1 – начальник бюро, кандидат технических наук.
Рогожкин С.А.1 – начальник отдела, кандидат технических наук.
Шепелев С.Ф.1 – главный конструктор РУ БН, кандидат технических наук.
Аксенов А.А.2 – технический директор, кандидат физико-математических наук.
Жестков М.Н.2 – специалист центра технической поддержки.
Щеляев А.Е.2 – заместитель директора по проектам и продажам.
Аннотация
Выполнено расчётное исследование по программе для ЭВМ FlowVision трёхмерного течения теплоносителя в реакторе на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем при расхолаживании через межпакетное пространство активной зоны.
Разработаны методический подход и расчётная модель на базе программы для ЭВМ FlowVision, которые позволяют с помощью обоснованных упрощений с приемлемой точностью выполнять исследования характеристик трёхмерного течения теплоносителя в реакторе. Моделирование процесса расхолаживания выполнено с учётом тепловой инерции промежуточных теплообменников. Работа автономных теплообменников, обеспечивающих основной отвод тепла при расхолаживании, моделировалась при помощи одномерной математической модели, выполненной в виде программного модуля, который подключался к FlowVision. В подключаемом программном модуле осуществлялся расчёт промежуточного и воздушного контуров системы аварийного отвода тепла.
Расчётные исследования выполнены для номинального режима работы реактора и режима расхолаживания. Результаты, полученные для номинального режима, использованы в качестве начального состояния для последующего режима расхолаживания реактора.
В статье представлены постановка задачи, краткое описание расчётной модели, расчётных режимов, а также результаты численного моделирования трёхмерного течения теплоносителя в реакторе, которые позволили оценить уровень температур в различных участках реактора и проследить процесс формирования характерных трактов циркуляции теплоносителя на протяжении всего процесса расхолаживания.
Ключевые слова
расчётное исследование, FlowVision, вычислительная гидродинамика, CFD, теплообмен, быстрый натриевый реактор, расхолаживание реактора, межпакетное пространство, система аварийного отвода тепла, расчётная модель, интегральная компоновка, активная зона
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
1. Балуев Д.Е., Гайдукова Е.В., Никаноров О.Л., Осипов С.Л., Рогожкин С.А., Шепелев С.Ф. Обоснование комплекса расчетно-экспериментальных исследований обратного клапана. Научно-технический семинар «Проблемы применения и верификации CFD кодов в атомной энергетике»: Сборник тезисов. Нижний Новгород, 2012, с. 53–54.
2. Балуев Д.Е., Гусев Д.В., Мешков С.И., Никаноров О.Л., Осипов С.Л., Рогожкин С.А., Рухлин С.В., Шепелев С.Ф. Исследование функциональных характеристик обратного клапана системы безопасности на масштабной модели. Известия ВУЗов. Ядерная энергетика, 2015, № 1, с. 103–110.
3. Балуев Д.Е., Никаноров О.Л., Рогожкин С.А., Шепелев С.Ф. Экспериментальные и расчетные исследования обратного клапана с шаровым запирающим элементом. Труды НГТУ, 2019, т. 1 (124), с. 67–73.
4. Балуев Д.Е., Диденко Д.В., Никаноров О.Л., Рогожкин С.А., Шепелев С.Ф. Исследования шарового обратного клапана в составе стенда. Труды НГТУ, 2020, т. 1 (128), с. 45–52.
5. Pakholkov V.V., Rogozhkin S.A., Shepelev S.F. Validation of the CFD Model for the Study of Natural Circulation in Sodium-Cooled Fast Reactors. Computational Fluid Dynamics for Nuclear Reactor Safety (CFD4NRS-8), 2020, Paris, France.
6. Pakholkov V.V., Anfimov A.M., Baluev D.E., Nikanorov O.L., Osipov S.L., Rogozhkin S.A., Rukhlin S.V., Shepelev S.F. Integrated R&D to validate innovative emergency heat removal system for BN-1200 reactor. International conference on fast reactors and related fuel cycles: next generation nuclear systems for sustainable development (FR-17). Yekaterinburg, Russian Federation, 2017, Paper IAEA-CN245-416.
7. Didenko D.V., Baluev D.Ye., Nikanorov O.L., Rogozhkin S.A., Shepelev S.F., Aksenov A.A., Zhestkov M.N., Shchelyaev A.Ye. Development of a methodological approach for the computational investigation of the coolant flow in the process of the sodium cooled reactor cooldown. Nuclear Energy and Technology, vol. 7(1), pp. 61–66. DOI: https://doi.org/10.3897/nucet.7.65442.
8. Рогожкин С.А., Аксенов А.А., Жлуктов С.В., Осипов С.Л., Сазонова М.Л., Фадеев И.Д., Шепелев С.Ф., Шмелев В.В. Разработка модели турбулентного теплопереноса для жидкометаллического натриевого теплоносителя и её верификация. Вычислительная механика сплошных сред, 2014, т. 7, № 3, с. 306–316. ISSN 1999–66913.
9. Программа для ЭВМ FlowVision. Аттестационный паспорт № 492 от 19.12.2019.
10. Ozturk U., Soğancı S., Akimov V., Tutkun M., Aksenov A. Validation of FlowVision CFD on ICCS2015 Test Case: Application of Gap Model and SGGR for Leakage Flow Prediction in a Dry Screw Compressor. IOP Conference Series: Materials Science and Engineering, 2019, vol. 604(012010). DOI: https://doi.org/10.1088/1757-899X/604/1/012010.
УДК 621.039.5:(532+536) БН+621.039.513:621.039.526
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2022, № 3, c. 235–245
