EDN: ELYAVS
Авторы
Баясхаланов М.В., Меринов И.Г., Харитонов В.С., Корсун А.С.
Организация
Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва, Россия
Баясхаланов М.В. – ассистент ОЯФиТ. Контакты: Москва, Каширское ш., 31. Тел.: +7 (925) 876-14-28; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Меринов И.Г. – доцент ОЯФиТ, кандидат технических наук.
Харитонов В.С. – доцент ОЯФиТ, кандидат технических наук.
Корсун А.С. – доцент ОЯФиТ, кандидат технических наук.
Аннотация
В данной работе представлены результаты численного моделирования трехмерных процессов тепломассопереноса жидкометаллического теплоносителя в сборках стержней, в которых дистанционирование осуществляется либо при помощи дистанционирующих решеток, либо винтовыми элементами, в приближении анизотропного пористого тела, реализованного в программном модуле APMod.
Результаты численного моделирования сравнивались с экспериментальными данными, полученными на экспериментальных установках в Karlsruhe Liquid metal Laboratory (KALLA) и в Oak Ridge National Laboratory (ORNL). В обоих случаях эксперименты проводились на 19-стержневых сборках, однако в экспериментах KALLA использовались дистанционирующие решетки, а в экспериментах ORNL дистанционирование осуществлялось с помощью проволочной навивки.
При сопоставлении расчетных и экспериментальных данных были проанализированы возможные причины отклонений. В целом результаты показали работоспособность программного модуля APMod и его применимость для моделирования тепломассопереноса в стержневых структурах с различными способами дистанционирования.
Ключевые слова
быстрые реакторы, жидкометаллические теплоносители, дистанционирующая решетка, ТВС с винтовым дистанционированием, программный модуль на основе модели анизотропного пористого тела, численное моделирование, сравнение с экспериментальными данными
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Корсун А.С., Круглов В.Б., Меринов И.Г. и др. Тепломассоперенос при обтекании структур типа пучков стержней в приближении модели пористого тела. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2014, № 2, c. 87–94.
- Pacio J., Daubner M., Fellmoser F., Litfin K., Marocco L., Stieglitz R., Taufall S., Wetzel Th. Heavy-liquid metal heat transfer experiment in a 19-rod bundle with grid spacers. Nuclear Engineering and Design, 2014, vol. 273, pp. 33–46.
- Litfin K., Batta A., Class A.G., Wetzel Th., Stieglitz R. Investigation on heavy metal cooling of ADS fuel pin assemblies. Journal of Nuclear Materials, 2011, vol. 415, 425–432.
- Pacio J., Litfin K., Batta A. et al. Heat transfer to liquid metals in a hexagonal rod bundle with grid spacers: Experimental and simulation results. Nuclear Engineering and Design, 2015, vol. 290, pp. 27–39.
- Batta A., Class A.G. CFD analysis of pressure drop across grid spacers in rod bundles compared to correlations and heavy liquid metal experimental data. Nuclear Engineering and Design, 2017, vol. 312, pp. 121–127.
- Batta A., Class A.G. Study of enhanced entrance pressure losses in a rod bundle experiment employing heavy liquid metal coolant. Proc. of the 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, NURETH-14. Canada, Toronto, September 25–30, 2011, Paper NURETH-038.
- Кириллов П.Л., Жуков А.В., Логинов Н.И. и др. Справочник по теплогидравлическим расчетам в ядерной энергетике. Том. 2. Ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы. М.: ИздАТ, 2013. 416 c.
- Субботин В.И., Габрианович Б.Н., Шеина А.В. Гидродинамическое сопротивление при продольном обтекании пучков гладких и оребренных стержней. Атомная энергия, 1972, т. 33, вып. 5, с. 889–892.
- Cheng S.-K., Todreas N.E. Hydrodynamic models and correlations for bareand wire-wrapped hexagonal rod bundles – bundle friction factors, subchannelfriction factors and mixing parameters. Nuclear Engineering and Design, 1986, vol. 92(2), pp. 227–251.
- Fontana M.H., MacPherson R.E., Gnadt P.A. et al. Temperature distribution in a 19-rod simulated LMFBR fuel assembly in a hexagonal duct (Fuel Failure Mockup Bundle 2A) – record of experimental data. ORNL-TM-4113, Oak Ridge National Laboratory, 1973.
- Fontana M.H., MacPherson R.E., Gnadt P.A. et al. Temperature Distribution in the Duct Wall and at the Exit of a 19-Rod Simulated LMFBR Fuel Assembly (FFM Bundle 2A). Nuclear Technology, 1974, 24:2, pp. 176–200. DOI: 10.13182/NT74-A31474.
УДК 621.039
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2023, № 2, c. 173–187
