EDN: KSSORV
Авторы
Волкова С.Н.1, Грицай А.С.1, 2, Данилов И.Г.1, Мигров Ю.А.1, Мицкевич А.В.1, Попов А.О.1, Ярушина А.В.1
Организация
1 ФГУП «Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова»,
Сосновый Бор, Россия
2 Санкт-Петербургский политехнический университет Петра Великого, Сосновый Бор, Россия
Волкова С.Н.1 – ведущий научный сотрудник, кандидат технических наук.
Грицай А.С.1, 2 – начальник отдела, кандидат технических наук. Контакты: 188540, Ленинградская обл., Сосновый Бор, Копорское ш., д. 72. Тел.: (813) 696-07-90; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Данилов И.Г.1 – ведущий инженер-программист;
Мигров Ю.А.1 – главный научный сотрудник, доктор технических наук.
Мицкевич А.В.1 – инженер 2 категории.
Попов А.О.1 – начальник группы.
Ярушина А.В.1 – инженер 2 категории.
Аннотация
В настоящее время одной из приоритетных задач Госкорпорации «Росатом» является разработка и создание ЯЭУ с жидкометаллическим, в том числе с тяжелым жидкометаллическим, теплоносителем, в частности, РУ малой мощности.
Применительно к этой задаче разработана и верифицирована специализированная версия расчетного кода КОРСАР/ЖМТ, основанная на базовой версии системного расчетного кода улучшенной оценки КОРСАР/В1.1 с водяным теплоносителем и последующей версии
КОРСАР/В3, учитывающей присутствие в контуре неконденсирующихся газов. Новая версия расчетного кода предназначена для обеспечения расчета безопасности РУ со свинцово-висмутовым теплоносителем путем численного моделирования стационарных состояний, переходных и аварийных режимов ЯЭУ данного типа.
В статье представлено описание методик расчета контурной теплогидравлики в двухжидкостном приближении. В качестве жидкой фазы рассматривается свинцово-висмутовый эвтектический сплав, в качестве паровой – парогазовая смесь. Такой подход позволяет производить расчетное моделирование межконтурных течей.
Представлена матрица верификации РК КОРСАР/ЖМТ и приведены примеры валидации данного кода по результатам экспериментов на локальных и интегральных стендах с жидкометаллическим теплоносителем, а также по результатам испытаний стенда КМ-1 с ядерным обогревом.
Ключевые слова
расчетный код КОРСАР/ЖМТ, жидкометаллический теплоноситель, парогазовая смесь, теплогидравлическая модель, экспериментальные установки и стенды, стенд КМ-1, численное моделирование, верификация, валидация
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Волкова С.Н., Бенедиктов Д.В., Вакарин А.В., Данилов И.Г., Мицкевич А.В., Попов А.О., Ярушина А.В. Разработка, верификация и практическое использование расчетного кода КОРСАР/ЖМТ. Технологии обеспечения жизненного цикла ЯЭУ, 2021, № 2, с. 25–35. DOI: https://doi.org/10.52069/2414-5726_2021_2_24_25.
- Юдов Ю.В., Волкова С.Н., Мигров Ю.А. Замыкающие соотношения теплогидравлической модели расчетного кода КОРСАР. Теплоэнергетика, 2002, № 11, с. 22–29.
- Benchmarking of thermal-hydraulic loop models for Lead-alloy-cooled advanced nuclear energy systems (LACANES). Task Guideline for Phase 1: Isothermal forced convection case. OECD/NEA. Paris: OECD Publishing, 2012. 234 p.
- Benchmarking of thermal-hydraulic loop models for Lead-alloy-cooled advanced nuclear energy systems (LACANES). Task Guideline for Phase 2: Natural convection. OECD/NEA. 2018. 146 p.
- Ma W., Karbojian A., Seghal B.R., Dinh T.-N. Thermalhydraulic performance of heavy liquid metal in straight-tube and U-tube heat exchanger. Nuclear Engineering and Design, 2009, vol. 239, pp. 1323–1330. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2009.03.014.
- Taufall S., Daubner M., Fellmoser F., Litfin K., Marocco L., Pacio J., Stieglitz R., Wetzel T. Experimental investigation of lead bismuth-eutectic flow and heat transfer in hexagonal-lattice rod bundles with grid spacers. Proc. of the THINS 2014 International Workshop. Modena, Italy, January 20–22, 2014, Paper 28. 6 p.
- Pacio J., Dubner M., Fellmoser F., Liftin K., Marocco L., Stieglitz R., Taufall S., Wetzel T. Heavy-liquid metal heat transfer experiment in a 19-rod bundle with grid spacers. Nuclear Engineering and Design, 2014, vol. 273. pp. 33–46. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2014.02.020.
- Pacio J., Dubner M., Fellmoser F., Liftin K., Marocco L., Stieglitz R., Wetzel T. Heat transfer experiments in rod bundles cooled by Lead-Bismuth Eutectic (LBE). Proc. of the 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10). Okinawa, Japan, December 14–18, 2014, Paper 1031, 12 p.
- Moretti F., Lanfredini M., Mengali L., D’Auria F. Report sull’Accoppiamento di Codici CFD e Codici di Sistema. UNIPI-GRNSPG (CIRTEN). ADPFISS-LP2-075. Pisa, 2014. 28 p.
- Coccoluto G., Gaggini P., Labanti V., Tarantino M., Ambrosini W., Forgione N., Napoli A., Oriolo F. Heavy Liquid Metal Natural Circulation in a One-Dimensional Loop. Proc. of 2009 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE17, 2009). [Электронный ресурс] American Society of Mechanical Engineers (ASME). Brussels, Belgium, 2009. (CD-ROM).
- Лобанов П.Д., Усов Э.В., Бутов А.А., Прибатурин Н.А., Мосунова Н.А., Стрижов В.Ф., Чухно В.И., Кутлиметов А.Э. Экспериментальные исследования импульсного впрыска газа в жидкость и верификация на основе полученных данных системного гидравлического кода HIDRA-IBRAE/LM. Теплоэнергетика, 2017, № 10, с. 79–86.
- Usov E.V., Lobanov P.D., Kutlimetov A.E., Kudashov I.G., Chukhno V.I., Lezhnin S.I., Pribaturin N.A., Kashinsky O.N., Svetonosov A.I., Mosunova N.A. Experimental Simulation of Hydrodynamics and Heat Transfer in Bubble and Slug Flow Regimes in a Heavy Liquid Metal. Thermal Engineering, 2018, vol. 65, no. 8, pp. 562–567. DOI: https://doi.org/10.1134/S0040601518080086.
- Bernardi D., Ciampichetti A., Tarantino M., Coccoluto G., Forgione N., Poli F., Catanorchi M. LBE-water interaction in the LIFUS 5 facility to study a SGTR event under ELSY reactor conditions. Proc. of the 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 18). Xi’an, China, May 17–21, 2010. DOI: https://doi.org/10.1115/ICONE18-30181.
- Bernardi D., Ciampichetti A., Forgione N., Poli F. Analysis of the LBE-water interaction in the LIFUS 5 facility to support the investigation of a SGTR event in LFRs. ENEA Report NNFISS-LP3-005, 27.09.2010.
- Вакарин А.В., Грановский В.С., Грицай А.С., Румянцев С.Н. Моделирование пространственной гидродинамики в активной зоне реакторной установки стенда КМ-1. Технологии обеспечения жизненного цикла ЯЭУ, 2022, № 2, с. 26–37. DOI: https://doi.org/10.52069/2414-5726_2022_2_28_26.
УДК 621.039:532.542:004.415
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2024, № 4, c. 173–189
