EDN: GMHNIU
Авторы
Мицкевич А.В.1, Попов А.О.1, Волкова С.Н.1, Грицай А.С.1, 2
Организация
1 Федеральное государственное унитарное предприятие «Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова», Сосновый Бор, Россия
2 Санкт-Петербургский политехнический университет Петра Великого, Сосновый Бор, Россия
Мицкевич А.В.1 – инженер 2 категории.
Попов А.О.1 – начальник группы. Контакты: 188540, Ленинградская обл., Сосновый Бор, Копорское ш., д. 72. Тел.: (81369) 60-366; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Волкова С.Н.1 – ведущий научный сотрудник, кандидат технических наук.
Грицай А.С.1, 2 – начальник отдела, доцент кафедры «Проектирование и эксплуатация АЭС», кандидат технических наук.
Аннотация
В настоящее время повышенную актуальность приобретает задача разработки расчетных кодов для обоснования безопасности ядерных энергетических установок, использующих в качестве теплоносителя расплавы жидких металлов.
В соответствии с этим разработана специализированная версия расчетного кода КОРСАР/ЖМТ, позволяющая производить численное моделирование стационарных состояний, переходных и аварийных режимов, протекающих в РУ с ЖМТ.
Адекватность численного моделирования во многом определяется проработанностью системы замыкающих соотношений теплогидравлических моделей расчетных кодов.
В статье приведены карты режимов течения и теплообмена, принятые в расчетном коде КОРСАР/ЖМТ и являющиеся основой для построения системы замыкающих соотношений в данном коде. Представлен анализ зависимостей для коэффициентов трения и теплообмена на стенке для каналов различной геометрии. Рассмотрен вопрос о замыкающих соотношениях для двухфазной области в системе газ – тяжелый жидкометаллический теплоноситель. Выбор замыкающих соотношений по межфазному трению основан на анализе опубликованных в мировой научной литературе данных. Предложена модификация ряда соотношений и проведена валидация данных зависимостей по итогам доступных экспериментов.
Приведены результаты расчетов экспериментов, моделирующих межконтурную течь, свидетельствующие об адекватности моделирования кодом явлений и процессов в контурах с ЖМТ.
Ключевые слова
замыкающие соотношения, жидкометаллический теплоноситель, расчетный код, двухфазный поток, однофазный поток, межфазное трение, межфазный теплообмен, теплообмен со стенкой, карты режимов течения, карты режимов теплообмена, ядерные энергетические установки с жидкометаллическим теплоносителем, расчетный код КОРСАР/ЖМТ
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.
- Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П. Справочник по гидравлическим расчетам. М.: Энергоатомиздат, 1984. 296 с.
- Субботин В.И., Ибрагимов М.Х., Ушаков П.А. и др. Гидродинамика и теплообмен в атомных энергетических установках. М.: Атомиздат, 1975. 408 с.
- Субботин В.И., Габрианович Б.Н., Шейнина А.В. Гидравлические сопротивления при продольном обтекании пучков гладких и оребренных стержней. Атомная энергия, 1972, т. 33, № 5, с. 889–892.
- Жуков А.В., Сорокин А.П., Титов П.А., Ушаков П.А. Анализ гидравлического сопротивления пучков твэлов быстрых реакторов. Атомная энергия, 1986, т. 60, № 5, с. 317–321.
- Субботин В.И., Ушаков П.А., Габрианович Б.Н., Таланов В.Д., Свириденко И.П. Теплообмен при течении жидких металлов в круглых трубах. Инженерно-физический журнал, 1963, т. 4, № 4, с. 16–21.
- Ushakov P., Zhukov A., Matyukhin N. Heat transfer to liquid metals in regular arrays of fuel elements. High Temp., 1977, № 15 (10), pp. 1027–1033.
- Жуков А.В., Кузина Ю.А., Сорокин А.П., Леонов В.Н., Смирнов В.П., Сила-Новицкий А.Г. Экспериментальное изучение на моделях теплообмена в активной зоне реактора БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым охлаждением. Теплоэнергетика, 2002, № 3, с. 2–10.
- Mikityuk K. Heat transfer to liquid metal: review of data and correlations for tube bundles. Nucl. Eng., 2009, vol. 239 (4), pp. 680–687. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2008.12.014.
- Dwyer O.E., Tu P.S. Bilateral Heat Transfer to Liquid Metals Flowing Turbulently Through Annuly. Nuclear Science and Engineering, 1964, vol. 21, pp. 90–105. DOI: https://doi.org/10.13182/NSE65-A21018.
- Нигматулин Б.И. Гидродинамика и теплофизика стационарных одномерных газо- и парожидкостных потоков в каналах. В кн.: Нигматулин Р.И. Динамика многофазных сред. М.: Наука, 1987. 824 с.
- Bestion D. The Physical Closure Laws in the CATHARE Code. Nuclear Engineering and Design, 1990, no. 124. pp. 229–245. DOI: https://doi.org/10.1016/0029-5493(90)90294-8.
- RELAP5/MOD3, Code Manual, Volume IV: Models and Correlations. NUREG/CR-5535-V4. Idaho, 1995.
- Suzuki T., Tobita Y., Kondo S., Saito Y., Mishima K. Analysis of gas–liquid metal two-phase flows using a reactor safety analysis code SIMMER-III. J. Nuclear Engineering and Design, 2003, vol. 220, pp. 207–223. DOI: https://doi.org/10.1016/S0029-5493(02)00349-7.
- Mikityuk K., Coddington P., Chawla R. Development of a Drift-flux Model for Heavy Liquid Metal/Gas Flow. J. Nuclear Science and Technology, 2005, № 7, pp. 600–607. DOI: https://doi.org/10.3327/
jnst.42.600.
- Novitrian N., Dostal V., Takahashi M. Experimental and analytical study of lead-bismuth-water direct contact boiling two-phase flow. J. Power and Energy Systems, 2007, no. 1, pp. 76–86. DOI: https://doi.org/10.1299/jpes.1.76.
- Loth E. Quasi-steady shape and drag of deformable bubbles and drops. International Journal of Multiphase Flow, 2008, vol. 34, pp. 523–546. DOI: https://doi.org/10.1016/j.ijmultiphaseflow.2007.08.010.
- Yamada Y., Akashi T., Takahashi M. Experiment and numerical simulation of bubble behavior in argon gas injection into Lead-Bismuth pool. J. Power and Energy Systems, 2007, no. 1. pp. 87–98. DOI: https://doi.org/10.1299/jpes.1.87.
- Clift R., Gauvin W.H. The motion of particles in turbulent gas steam. British Chemical Engineering, 1971, vol. 16, p. 229.
- Tomiyama A., Kataoka I., Zun I., Sakaguchi T. Drag Coefficients of Single Bubbles under Normal and Micro Gravity Conditions. JSME International Journal Series B Fluids and Thermal Engineering, 1998, no. 2, pp. 472–479. DOI: https://doi.org/10.1299/jsmeb.41.472.
- Ariyoshi G. Flow characteristics of lead-bismuth two-phase flow. Dissertation for the degree of Doctor of Energy Science, 25.03.2019.
- Ariyoshi G., Inatomi R., Ito D., Saito Y. Effect of wall wettability condition on drift-flux parameters in lead–bismuth two-phase flow in circular and annular bubble columns. J. Nuclear Science and Technology, 2017, vol. 55, pp. 239–253. DOI: https://doi.org/10.1080/00223131.2017.1394230.
- Benamati G., Foletti C., Forgione F., Oriolo F., Scaddozzo G., Tarantino M. Experimental study on gas-injection enhanced circulation performed with the CIRCE facility. J. Nuclear Engineering and Design, 2007, vol. 237, pp. 768–777. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2006.09.005.
- Satyamurthy P., Dixit N.S., Thiyagarajan T.K., Venkatramani N., Quraishi A.M., Mushtaq A. Two-fluid model studies for high density two-phase liquid metal vertical flows. International Journal of Multiphase Flow, 1998, vol. 24, pp. 721–737. DOI: https://doi.org/10.1016/S0301-9322(97)00086-4.
- Мицкевич А.В., Попов А.О., Грицай А.С. Анализ замыкающих соотношений по межфазному трению для систем газ – ТЖМТ. Технологии обеспечения жизненного цикла ЯЭУ, 2021, no. 3, с. 9–23. DOI: https://doi.org/10.52069/2414-5726_2021_3_25_9.
- Simovic Z.R., Ocokoljic S., Stevanovic V.D. Interfacial friction correlations for the two-phase flow across tube bundle. International Journal of Multiphase Flow, 2007, no. 33, pp. 217–226. DOI: https://doi.org/10.1016/j.ijmultiphaseflow.2006.08.003.
- Ishii M., Hibiki T. et al. Interfacial area and interfacial transfer in two-phase flow systems. Purdue University School of Nuclear Engineering, 2002. PU/NE-02-06.
- Кириллов П.Л., Богословская Г.П. Тепломассообмен в ядерных энергетических установках. М.: Энергоатомиздат, 2000. 455 с.
- Кузнецов Ю.Н. Теплообмен в проблеме безопасности ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1989. 296 с.
- Ozaki T., Hibiki T., Shuichiro M., Michitsugu M. Code performance with improved two-group interfacial area concentration correlation for one-dimensional forced convective two-phase flow simulation. Journal of Nuclear Science and Technology, 2018, no. 55, pp. 911–930. DOI: https://doi.org/10.1080/ 00223131.2018.1449680.
- 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 HYDRA-IBRAE/LM. Теплоэнергетика, 2017, № 10, с. 79–86. DOI: https://doi.org/10.1134/S0040363617100071.
- 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.
УДК 621.039:532.542:004.415
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2025, № 1, c. 150–165
