ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ
ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы

Расширенное продолжение серии: Ядерные константы c 1971 года

English (UK)

ISSN 2414-1038 (online)

РАСЧЁТНОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ ПО ПРОГРАММЕ ДЛЯ ЭВМ FLOWVISION ТРЁХМЕРНОГО ТЕЧЕНИЯ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В РЕАКТОРЕ БН ПРИ РАСХОЛАЖИВАНИИ ЧЕРЕЗ МЕЖПАКЕТНОЕ ПРОСТРАНСТВО АКТИВНОЙ ЗОНЫ

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

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