EDN: QSOSQN
Авторы
Залесов А.С.
Организация
АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия
Залесов А.С. – ведущий инженер-конструктор. Контакты: 142103, Московская обл., Подольск, ул. Орджоникидзе, д. 21. Тел.: +7 (495) 502-79-13, доб. 15-86; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Аннотация
Целью представленной работы являлась разработка программы MATADOR для моделирования процессов тепломассопереноса в тепловыделяющих сборках быстрых реакторов с дистанционирующей проволочной навивкой. В статье проанализированы расчетно-теоретические модели учета влияния спиральной навивки в рамках поячейкового приближения теплогидравлического расчета. В программу добавлены новые соотношения для замыкания системы уравнений переноса массы, импульса и энергии с широким диапазоном изменения геометрических и режимных параметров. Работоспособность внесенных изменений в программу MATADOR подтверждена расчетами экспериментов с охлаждением пучков стрежней свинцово-висмутовым теплоносителем, выполненных на стендах THEADES (Karlsruhe Liquid Metal Laboratory, Германия) и KYLIN-II (Institute of Nuclear Energy Safety Technology, Китай). В статье представлено краткое описание тестовых пучков, расчетных моделей и проведено сопоставление результатов расчетов по программе MATADOR с опытными данными и результатами расчетов по зарубежной поячейковой программе SACOS-PB. Численное моделирование гидродинамики и теплообмена в пучках стержней осуществлялось с использованием обобщенных зависимостей для интегральных и локальных коэффициентов межканального обмена. Анализ расчетных исследований подтвердил способность программы воспроизводить экспериментальные измерения с приемлемой в инженерной практике точностью.
Ключевые слова
поканальная (поячейковая) компьютерная программа, теплогидравлический расчет, теплообмен, гидродинамика, жидкометаллический теплоноситель, быстрый реактор, активная зона, тепловыделяющая сборка, твэлы, проволочная навивка
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- 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.
- Сорокин А.П., Кузина Ю.А., Сорокин Г.А., Денисова Н.А. Моделирование процессов тепло- и массообмена в ТВС быстрых реакторов в рамках поканального метода расчета. Обобщенные характеристики обмена для однофазных потоков жидких металлов. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2020, № 2, с. 104–130.
- Жуков А.В., Сорокин А.П., Матюхин Н.М. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов. Теоретические основы и физика процессов. М.: Энергоатомиздат, 1989. 184 с.
- Ginsberg T. Forced-flow interchannel mixing model for fuel rod assemblies utilizing a helical wire-wrap spacer system. Nuclear Engineering and Design, 1972, vol. 22, no. 1, pp. 43–50.
- Wantland J.L. ORRIBLE – a computer program for flow and temperature distribution in 19-rod LMFBR fuel subassemblies. Nuclear Technology, 1974, vol. 24, no. 2, pp. 168–175.
- Ninokata H., Efthimiadis A., Todreas N.E. Distributed resistance modeling of wire-wrapped rod bundles. Nuclear Engineering and Design, 1987, vol. 104, no. 1, pp. 93–102.
- Залесов А.С., Чуркин А.Н. Программа MATADOR для расчета локальных неоднородных процессов тепломассопереноса в пучках тепловыделяющих стержней. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2023, № 3, с. 29–40.
- Bogoslovskaya G.P., Zhukov A.V., Sorokin A.P. Models and characteristics of interchannel exchange in pin bundles cooled by liquid metal. LMFR Core Thermohydraulics: Status and Prospects. TECDOC-1157. Vienna, Austria, 2000. Pp. 191–206.
- Cheng S.K., Todreas N.E. Hydrodynamic models and correlations for bare and wire-wrapped hexagonal rod bundles – bundle friction factors, subchannel friction factors and mixing parameters. Nuclear Engineering and Design, 1986, vol. 92, no. 2, pp. 227–251.
- Pacio J., Chen S.K., Chen Y.M., Todreas N.E. Analysis of pressure losses and flow distribution in wire-wrapped hexagonal rod bundles for licensing. Part I: The Pacio-Chen-Todreas Detailed model (PCTD). Nuclear Engineering and Design, 2022, vol. 388, 111607.
- Suh K.Y., Todreas N.E. An experimental correlation of cross-flow pressure drop for triangular array wire-wrapped rod assemblies. Nuclear Technology, 1987, vol. 76, no. 2, pp. 229–240.
- Stewart C.W., Wheeler C.L., Cena R.J., McMonagle C.A., Cuta J.M., Trent D.S. COBRA-IV: The model and the method. Pacific Northwest Laboratories, 1977.
- Jeong H.Y., Ha K.S., Chang W.P., Kwon Y.M., Lee Y.B. Modeling of Flow Blockage in a Liquid Metal-Cooled Reactor Subassembly with a Subchannel Analysis Code. Nuclear Technology, 2005, vol. 149(1), pp. 71–87. DOI: https://doi.org/10.13182/NT05-A3580.
- Богатырев И.Л., Богословская Г.П., Жуков А.В., Сорокин А.П., Титов П.А. Система констант для поканального теплогидравлического расчета режимов работы ТВС реакторов с естественной и смешанной конвекцией. Препринт ФЭИ‑2238. Обнинск: ФЭИ, 1992.
- Kazimi M.S., Carelli M.D. Clinch river breeder reactor plant heat transfer correlation for analysis of CRBRP assemblies. CRBRP-ARD-0034. Westinghouse, 1976.
- Ушаков П.А., Жуков А.В., Матюхин Н.М. Теплоотдача к жидким металлам в правильных решетках твэлов. Теплофизика высоких температур, 1977, № 15, с. 1027–1033.
- Mikityuk K. Heat transfer to liquid metal: review of data and correlation for tube bundles. Nuclear Engineering and Design, 2009, vol. 239, no. 4, pp. 680–687.
- Pacio J., Daubner M., Fellmoser F., Litfin K., Wetzel Th. Experimental study of heavy-liquid metal (LBE) flow and heat transfer along a hexagonal 19-rod bundle with wire spacers. Nuclear Engineering and Design, 2016, vol. 301, pp. 111–127.
- Lyu K., Chen L., Yue C., Gao S., Zhou T., Huang Q. Preliminary thermal-hydraulic sub-channel analysis of 61 wire-wrapped bundle cooled by lead bismuth eutectic. Annals of Nuclear Energy, 2016, vol. 92, pp. 243–250.
- Wu D., Wang C., Gui M., Lan Z., Lu Q., Zhang D., Tian W., Qiu S., Su G.H. Improvement and validation of a sub-channel analysis code for a lead-cooled reactor with wire spacers. International Journal of Energy Research, 2020, pp. 1–18. DOI: https://doi.org/10.1002/er.6015.
УДК 621.039.534…23
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2024, № 3, c. 224-237
