EDN: MSMICP
Авторы
Вертиков Е.А., Олексюк Д.А., Зубков А.Г., Малютин М.А.
Организация
Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия
Вертиков Е.А. – инженер. Контакты: 123182, Россия, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1. Тел.: (985) 191-60-16; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Олексюк Д.А. – начальник отдела, кандидат технических наук.
Зубков А.Г. – научный сотрудник.
Малютин М.А. – инженер,
Аннотация
В России и за рубежом поячейковые коды являются основным средством для проведения теплогидравлических расчетов в обоснование теплотехнической надежности активных зон водоохлаждаемых ядерных реакторов. В работе представлен анализ наборов замыкающих соотношений, использующихся в различных отечественных поячейковых кодах, основанных на одножидкостной модели течения двухфазного теплоносителя. Сделан вывод об отсутствии общепринятой позиции насчет рекомендуемых замыкающих соотношений для расчета коэффициентов трения в пределах пучков стержней и поперечных турбулентных перетоков. Осуществлен анализ проблем, связанных с валидацией поячейковых кодов по различным параметрам: перепаду давления по высоте пучка твэлов, локальным значениям скорости и температуры теплоносителя в ячейках, а также локальным параметрам теплоносителя в двухфазной области. Сделан вывод об отсутствии необходимого количества экспериментальных данных по локальным характеристикам двухфазного потока в пучках стержней треугольной геометрии. Показана необходимость в валидации поячейковых кодов в области течения двухфазного теплоносителя для возможности разделения погрешности расчета величины критического теплового потока на составляющие, связанные с неточностью программного средства при расчете локальных параметров и неточностью эмпирической корреляции для определения величины критического теплового потока.
Ключевые слова
поячейковый метод, субканальный метод, пучки стержней, локальные параметры теплоносителя, критический тепловой поток, валидация, ВВЭР
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Feng J., Skirpan Z., Baglietto E. Toward industrial applicability of DNB predictions in CFD with improved wall boiling models. Proc. of the 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020). Virtual, Online, 2020, p. V001T03A002. DOI: 10.1115/ICONE2020-16080.
- Семенович О.В. Анализ субканальных моделей термогидродинамического расчета стержневых ТВС: классификация и тенденции развития. Препринт ОИЭЯИ-Сосны-40 НАН Беларуси. Минск, 2009. 36 с.
- Moorthi A., Sharma A. K., Velusamy K. A review of sub-channel thermal hydraulic codes for nuclear reactor core and future directions. Nuclear Engineering and Design, 2018, vol. 332, pp. 329–344. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2018.03.012.
- Yang B.W. et al. Subchannel analysis – current practice and development for the future. Nuclear Engineering and Design, 2021, vol. 385, p. 111477. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2021.111477.
- Олексюк Д.А. Разработка и экспериментальное обоснование программы для поячейкового теплогидравлического расчета активных зон реакторов типа ВВЭР, диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук: 05.14.03. Москва, 2002. 194 с.
- Kireeva D.R., Oleksuk D.A. Validation of the SC-INT code using experimental data on coolant mixing in a 37-rod fuel assembly with heat exchange intensifying spacer grids. Proc. of the International Conference on Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering (M&C 2017). Jeju, Korea, 2017. Доступно на: https://www.kns.org/files/int_paper/paper/MC2017_2017_8/ P339S08-07KireevaD.pdf (дата обращения 07.02.2025).
- Гущин Е.В., Колмаков А.П. Программа поканального теплогидравлического расчета ВЯЗ-М и некоторые результаты расчетов. Сборник трудов второй Всероссийской научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, Россия, 2001. Т. 5. С. 125–131.
- Драгунов Ю.Г., Спассков В.П., Рыжов С.Б и др. Расчетное обоснование теплогидравлических характеристик реактора и РУ ВВЭР. М.: Академкнига, 2004. 340 с.
- Степанов О.Е и др. Кроссверификация модели поячеистого расчета ТВС кода ТИГРСП с применением CFD кода на примере 7-стержневой сборки. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2016, № 2, с. 54–66.
- Самойлов О.Б. и др. Экспериментальные исследования теплогидравлических характеристик на моделях ТВСА ВВЭР-1000. Сборник трудов четвертой Международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, Россия, 2005, с. 23–27.
- Kucukboyaci V. et al. Evaluation of VERA-CS Transient Capability for Analyzing the AP1000® Reactor Control Rod Ejection Accident. Proc. of the International Conference on Physics of Reactors (PHYSOR 2018). Cancun, Mexico, 2018, pp. 335–348.
- Zhang K.L., Sanchez-Espinoza V.H. Coupling of TRACE and SubChanFlow based on the Exterior Communication Interface. Progress in Nuclear Energy, 2020, vol. 119, p. 103040. DOI: 10.1016/j.pnucene.2019.103040.
- Zhang K., Sanchez-Espinoza V.H. Optimization and verification of the coupled code TRACE/SubChanFlow using the VVER-1000 coolant mixing benchmark data. Nuclear Engineering and Design, 2019, vol. 353, p. 110238. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2019.110238.
- ПУЧОК-1000. Аттестационный паспорт программы для электронных вычислительных машин, № 209 от 15.05.2017.
- ТИГРСП. Аттестационный паспорт программы для электронных вычислительных машин, № 209 от 05.12.2022.
- КАНАЛ. Аттестационный паспорт программы для электронных вычислительных машин, № 273 от 19.08.2022.
- SC INT. Аттестационный паспорт программы для электронных вычислительных машин, № 578 от 31.03.2023.
- Кириллов П.Л. и др. Справочник по теплогидравлическим расчетам. М.: Энергоатомиздат, 1990. 360 с.
- Альтшуль А.Д. и др. Гидравлические потери в водоводах электростанций. М.: Энергоатомиздат, 1985. 104 c.
- Ушаков П.А. Расчет гидродинамических характеристик при продольном обтекании жидкостью правильных решеток стержневых твэлов. Теплофизика высоких температур, 1974, т. 12, № 1, с. 103–110.
- Ибрагимов М.Х. и др. Расчет коэффициентов гидравлического сопротивления при турбулентном течении жидкости в каналах некруглого поперечного сечения. Атомная Энергия, 1967, т. 23, № 4, с. 300–305.
- Субботин В.И., Габринович Б.Н., Шейнина А.В. Гидравлические сопротивления при продольном обтекании пучков гладких и оребренных стержней. Атомная энергия, 1972, т. 33, № 5, с. 889–892.
- Осмачкин B.C., Борисов В.Д. Гидравлическое сопротивление пучков тепловыделяющих стержней в потоке кипящей воды. Препринт ИАЭ-1957. Москва, 1970. 24 с.
- РБ-040-09. Расчетные соотношения и методики расчета гидродинамических и тепловых характеристик элементов и оборудования водоохлаждаемых ядерных энергетических установок. Утверждено приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 20 июля 2009 г. № 641.
- Борисов В.Д. Поперечное перемешивание теплоносителя в пучках стержней. Препринт ИАЭ-3269/5. Москва, 1980. 28 с.
- Полянин Л.Н. Тепло- и массообмен в пучках стержней при продольном обтекании турбулентным потоком жидкости. Атомная энергия, 1969, т. 26, № 3, с. 279–280.
- Weisman J., Bowring R.W. Methods for detailed thermal and hydraulic analysis of water-cooled reactors. Nuclear Science and Engineering, 1975, vol. 57, № 4, pp. 255–276. DOI: 10.13182/NSE75-A15419.
- Bae J.H., Park J.H. Analytical prediction of turbulent friction factor for a rod bundle. Annals of Nuclear Energy, 2011, vol. 38, № 2–3, pp. 348–357. DOI: 10.1016/j.anucene.2010.10.008.
- Palomino L.M., El-Genk M.S. Friction factor correlation for hexagonal bundles of bare tubes/rods and with flat and scalloped walls. Nuclear Engineering and Design, 2019, vol. 353, p. 110230. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2019.110230.
- Богословская Г.П., Кириллов П.Л., Лощинин В.М. и др. Экспериментальные и расчетные исследования теплообмена в ТВС активной зоны в обоснование эффективности и безопасности водоохлаждаемых реакторов нового поколения. Теплофизика: сборник статей к 65-летию создания Теплофизического отдела ФЭИ. Обнинск, 2019. С. 157–169.
- Зубков А.Г., Олексюк Д.А., Вертиков Е.А и др. Экспериментальные исследования локальных параметров теплоносителя в пучках стержней на стенде КС НИЦ «Курчатовский институт» и их расчетный анализ. Материалы XVII Минского международного форума по тепломассообмену. Минск, Беларусь, 2024. С. 841–844.
- Иванов В.К., Кобзарь Л.Л. Расчет гидравлического сопротивления пучков стержней с решетками-интенсификаторами теплообмена. Атомная энергия, 1980, т. 49, № 3, с. 163–165.
- Herkenrath H. et al. Experimental investigation of the enthalpy and mass flow distribution in 16-rod clusters with BWR-PWR geometries and conditions. Joint Research Centre of the European Communities. Italy, 1981. EUR 7575 EN.
- NUPEC BWR Full-size Fine-mesh Bundle Test BFBT Benchmark: Volume III: Results of Phase I on Void Distribution. OECD Nuclear Energy Agency, 2021. NEA/NSC/R(2020)6.
- Angeli D., Fregni A., Stalio E. Direct numerical simulation of turbulent forced and mixed convection of LBE in a bundle of heated rods with P/D= 1.4. Nuclear Engineering and Design, 2019, vol. 355, p. 110320. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2019.110320.
- Sergeenko K. Adaptation of the turbulence model to the heat transfer in a rod bundle. Nuclear Engineering and Design, 2023, vol. 415, p. 112664. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2023.112664.
- Kobzar L.L., Oleksyuk D.A., Semchenkov Y.M. Experimental and computational investigations of heat and mass transfer of intensifier grids. Kerntechnik, 2015, vol. 80, no. 4, pp. 349–358. DOI: 10.3139/124.110508.
- Поляков В.К., Поляков Р.Е., Смолин В.Н., Шпанский С.В. и др>. Измерение расходов и теплосодержаний теплоносителя в ячейках стержневой сборки. Сборник докладов семинара СЭВ «Теплофизика-86: Теплотехническая безопасность ядерных реакторов ВВЭР». Росток, ГДР, 1986, c. 171–183.
- Sadatomy M., Kawahara A., Sato Y. Prediction of the single-phase turbulent mixing rate between two parallel subchannels using a subchannel geometry factor. Nuclear Engineering and Design, 1996, vol.> 162, pp. 245–256. DOI: 10.1016/0029-5493(95)01129-3.
УДК 621.039.534...23
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2025, № 1, c. 232-244
