EDN: BTTYLY
Авторы
Рязапов Р.Р., Мамаев А.В., Соборнов А.Е., Кусков А.М., Кудашкин И.А.
Организация
Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования «Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева», Нижний Новгород, Россия
Рязапов Р.Р. – младший научный сотрудник. Контакты: 603950, Нижегородская обл., Нижний Новгород, ул. Минина, 24. Тел.: (952) 459-95-53; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Мамаев А.В. – младший научный сотрудник.
Соборнов А.Е. – младший научный сотрудник.
Кусков А.М. – магистрант.
Кудашкин И.А. – магистрант.
Аннотация
Неизотермическое перемешивание потоков рабочих сред, происходящее в оборудовании водоохлаждаемых реакторных установок (РУ) сопровождается термопульсациями. Высокая интенсивность колебаний температуры, а, следовательно, и температурных напряжений, может приводить к преждевременному исчерпанию ресурса элементов оборудования РУ в результате усталостного разрушения. Активное развитие суперкомпьютеров в последние десятилетия позволяет получать статистические и спектрально-корреляционные характеристики пульсаций с применением численных методов. Однако, результаты расчетов трехмерных кодов вычислительной гидродинамики (английская аббревиатура СFD) требуют экспериментального подтверждения. Таким образом, проведение экспериментального исследования теплогидравлических характеристик однофазного теплоносителя при неизотермическом смешении в тройниковом узле типа «встречный впрыск» актуально и решает задачи получения исчерпывающего представления о механизме возникновения и характеристиках термопульсаций. Исследование проводилось на учебно-исследовательском стенде, представляющем собой гидравлически замкнутый контур. Экспериментальная модель представляет собой тройниковый узел типа «встречный впрыск», состоящий из основной и расположенной под углом периферийной труб. Материал модели – прозрачное органическое стекло. В ходе эксперимента в модели смешивались «холодный» (температура 20 °С) и «горячий» (температура 80 °С) потоки теплоносителя. Массовая скорость «горячего» потока поддерживалась постоянной на уровне 174,4 кг/(с·м2), массовая скорость «холодного» варьировалась в диапазоне от 198,5 до 330,9 кг/(с·м2) с шагом 33,1 кг/(с·м2). Визуализация процесса смешения осуществлялась путем инжекции в модель контрастного трассера, обладающего схожей со смешиваемыми средами плотностью. Введение трассера проводилось последовательно в четырех различных точках с последующей видеофиксацией процесса смешения с частотой 30 Гц.
В ходе проведения исследования получены фрагменты видеозаписи процесса смешения, а также синхронные с ними экспериментальные реализации пульсаций температуры. Отслежено образование вихревых потоков в зоне смешения, определены масштабы вихрей, осредненные по времени профили температуры потока, профили интенсивности пульсаций температуры. Совместный анализ структуры и температурного состояния потока позволил объяснить характер пульсаций температуры во фронтальной относительно периферийной трубы области.
Ключевые слова
пульсации температуры, термопульсации, неизотермическое смешивание, ресурс, долговечность, теплогидравлические характеристики, трассер, теплоноситель, энергетическая установка, тройниковый узел
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Abib E., Bergholz S., Rudolph J. German experiences in local fatigue monitoring. International Journal for Nuclear Power, 2013, vol. 58, pp. 284–289.
- Chapuliot S., Gourdin C., Payen T., Magnaud J.P., Monavon A. Hydro-thermal-mechanical analysis of thermal fatigue in a mixing tee. Nuclear Engineering and Design, 2005, vol. 235, pp. 575–596.
- Faidy C. High Cycle Thermal Fatigue: Lessons Learned From Civaux Event. Proc. of the Materials Reliability Program: Second International Conference on Fatigue of Reactor Components (MRP-84). Snowbird, Utah, July 29 – August 1, 2002.
- Судаков А.В., Трофимов А.С. Пульсации температур и долговечность элементов энергооборудования. Л.: Энергоатомиздат, Ленингр. отд., 1989. 176 с.
- Судаков А.В., Трофимов А.С. Напряжения при пульсациях температур. М.: Атомиздат, 1980. 64 с.
- Будов В.М., Дмитриев С.М. Форсированные теплообменники ЯЭУ. М.: Энергоатомиздат, 1989. 174 c.
- Нормы расчета на прочность элементов оборудования и трубопроводов для судовых атомных паропроизводящих установок с водо-водяными реакторами (НП-054-04). Ростехнадзор России, 2004.
- Jhung M.J. Assessment of thermal fatigue in mixing tee by FSI analysis. NuclearEngineeringandTechnology, 2013, vol. 45, pp. 99–106.
- Mahaffy J., Chung B., Dubois F., Ducros F., Graffard E., Heitsch M., Henriksson M., Komen E., Moretti F., Morii T., Mühlbauer P., Rohde U., Scheuerer M., Smith B.L., Song C., Watanabe T., Zigh G. Best practice guidelines for the use of CFD in nuclear reactor safety applications. NEA/CSNI/R(2007) 5, 2007.
- Smith B.L. Assessment of CFD codes used in nuclear reactor safety simulations. Nuclear Engineering and Technology, 2010, vol. 42, pp. 339–364.
- Smith B.L., Andreani M., Bieder U., Ducros F., Graffard E., Heitsch M., Henrikkson M., Höhne T., Houkema M., Komen E., Mahaffy J., Menter F., Moretti F., Morii T., Mühlbauer P., Rohde U., Scheuerer M., Song C.H., Watanabe T., Zigh G. Assessment of CFD Codes for Nuclear Reactor Safety Problems – revision 2. OECD/NEA/CSNI/R(2014) 12, 2015.
- Smith B.L., Bestion D., Hassan Y. Experiments and CFD Code Applications to Nuclear Reactor Safety (XCFD4NRS). Special Issue: Nuclear Engineering and Design, 2010, vol. 240, pp. 2075–2382.
- Wakamatsu M., Nei H., Hashiguchi K. Attenuation of temperature fluctuations in thermal striping. Journal of Nuclear Science and Technology, 1995, vol. 32, pp. 752–762.
- Beaufils R., Courtin S. Analysis of the Father Experiment with an Engineering Method Devoted to High Cycle Thermal Fatigue. Proc. of the ASME 2011 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP 2011). Baltimore, Maryland, USA, July 17–21, 2011.
- Бесчеров Д.Е., Большухин М.А., Козин А.В., Лебедев В.В., Панов В.А., Пахомов В.А., Свешников Д.Н., Шишулин Д.Н., Легчанов М.А., Рязапов Р.Р. Верификация методики расчета усталостной прочности оборудования реакторных установок при нестационарных термоциклических нагрузках. Труды НГТУ им. Р.Е. Алексеева. 2019, № 1 (124), c. 81–91.
- Дмитриев С.М., Мамаев А.В., Рязапов Р.Р., Соборнов А.Е., Котин А.В., Большухин М.А., Бесчеров Д.Е. Экспериментальные исследования температурных пульсаций при смешении неизотермических потоков теплоносителя в элементах оборудования ЯРУ. Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2019, № 2, c. 117–127.
- Дмитриев С.М., Рязапов Р.Р., Мамаев А.В., Соборнов А.Е., Котин А.В., Легчанов М.А., Львов А.В. Измерение температурного и напряженно-деформированного состояний трубного образца при воздействии локальных стохастических температурных пульсаций. Приборы и методы измерений, 2019, т. 10, № 1, с. 53–60.
- Courtin S. High Cycle Thermal Fatigue Damage Prediction in Mixing Zones of Nuclear Power Plants: Engineering Issues Illustrated on the FATHER Case. Procedia Engineering, 2013, vol. 66, pp. 240–249.
- Miyoshi K., Kamaya M., Utanohara Y., Nakamura A. An investigation of thermal stress characteristics by wall temperature measurements at a mixing tee. Nuclear Engineering and Design, 2016, vol. 298, pp. 109–120.
- Braillard O., Edelin D. Advanced experimental tools designed for the assessment of the thermal load applied to the mixing tee and nozzle geometries in the PWR plant. Proc. of the Advancements in Nuclear Instrumentation, Measurement Methods and their Applications, ANIMMA 2009. Marseille, France, June 7–10, 2009.
- Chen M.S., Hsieh H.E., Ferng Y.M., Pei B.S. Experimental observations of thermal mixing characteristics in T-junction piping. Nuclear Engineering and Design, 2014, vol. 276, pp. 107–114.
УДК 621.039.534.25
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2023, № 2, c. 203–212
