QJVSVD
Авторы
Сорокин А.П.1, Сорокин Г.А.2, Кузина Ю.А.1, Зуева И.Р.1, Денисова Н.А.1
Организация
1 Акционерное общество «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
2 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования «Московский физико-технический институт (национальный исследовательский университет)», Москва, Россия
Сорокин А.П.1 – главный научный сотрудник, доктор технических наук. Контакт: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, д. 1. Тел.: (484) 399-70-00 (доб. 84-47); e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Кузина Ю.А.1 – начальник отделения ядерной энергетики, кандидат технических наук.
Зуева И.Р.1 – заместитель начальника отделения ядерной энергетики.
Денисова Н.А.1 – ведущий инженер.
Сорокин Г.А.2 – доцент, кандидат технических наук.
Аннотация
В статье представлены результаты экспериментального и численного моделирования теплообмена и межканальной неустойчивости при кипении жидкого металла в контуре с системой параллельных ТВС с естественной конвекцией применительно к режимам аварийного расхолаживания реакторов на быстрых нейтронах. Приведены описание высокотемпературной экспериментальной установки, включающей подъемные участки с модельными тепловыделяющими сборками имитаторов твэлов при общем опускном участке с холодильником, методика и вопросы моделирования экспериментов. Изложены результаты экспериментальных исследований гидродинамики и теплообмена при кипении эвтектического натрий-калиевого сплава в одиночных и системе двух параллельных ТВС в контуре с естественной циркуляцией при повышении энерговыделения в ТВС. Численное моделирование процесса кипения жидкого металла в одиночной ТВС и системе параллельных ТВС осуществляется в многомерном поканальном приближении в рамках двухжидкостной модели двухфазного потока жидкого металла в приближении равных давлений в паровой и жидкой фазах. Приведены описание развитой расчетной модели и кода SAT и результаты их валидации. Представлены результаты экспериментальных и расчетных исследований полей скорости (расхода) теплоносителя в ТВС и системе параллельных ТВС при кипении теплоносителя в ТВС в аварийных режимах с естественной конвекцией, а также данные по теплоотдаче и картограмме режимов течения двухфазного потока в ТВС. Показано, что переход из пузырькового режима в развитый снарядный режим характеризуется колебаниями расхода, а также других теплогидравлических параметров с высокой амплитудой с периодом от 20 до 40 с, на которые накладываются колебания параметров с периодом от 150 до 200 с, а также колебания параметров с малой амплитудой и периодом 3–5 секунд. Возникновение колебательного процесса при кипении теплоносителя в одной из параллельных ТВС приводит к противофазному колебательному процессу в другой ТВС, в дальнейшем колебания параметров в разных контурах носят противофазный характер. Гидродинамическое взаимодействие контуров приводит к значительному увеличению амплитуды колебаний расхода теплоносителя в них («резонанс» пульсаций расхода) и возможному «запиранию» или инверсии расхода теплоносителя в контурах, к росту температуры теплоносителя и оболочки тепловыделяющих элементов (эффект межканальной неустойчивости) и возникновению кризиса теплообмена.
Ключевые слова
реактор на быстрых нейтронах, жидкие металлы, эксперимент, тепловыделяющая сборка твэлов, гидродинамика, теплообмен, параллельные каналы, устойчивость циркуляции, численное моделирование, поканальная модель, межканальная неустойчивость, теплоотдача, картограмма режимов, течение двухфазного потока
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Кузнецов И.А., Поплавский В.М. Безопасность АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. М.: ИздАТ, 2012. 631 с.
- Singer R., Betten P., Gillette J. et al. Studies of Thermal-Hydraulic Phenomena in EBR-II. Nuclear Engineering and Design, 1980, vol. 62, pp. 219–232.
- Sakai K., Yano M., Tezuka H. Reactor Core Thermohydraulic Transients with Thermohydraulic Coupling. Nuclear Engineering and Design, 1982, vol. 73, no. 3, pp. 373–404.
- Делайе Дж., Гио М., Ритмюллер М. Теплообмен и гидродинамика в атомной и тепловой энергетике. М.: Энергоатомиздат, 1984. 423 с.
- Уолтер А., Рейнольдс А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. М.: Энергоатомиздат, 1986. 623 с.
- Kaizer A., Huber F. Sodium Boiling Experiment a Low Power under Natural Convection. Nuclear Engineering and Design, 1987, vol. 100, no. 3, pp. 367–376.
- Yamaguchi K. Flow Pattern and Dryout under Sodium Boiling Convection. Nuclear Engineering and Design, 1987, vol. 99, no. 3, pp. 247–263.
- Сорокин А.П., Иванов Е.Ф., Мальков В.Л., Колесник В.П., Марцинюк Д.Е., Рымкевич К.С., Корхов О.А. Экспериментальные исследования теплообмена и устойчивости кипения жидкометаллического теплоносителя в контуре естественной циркуляции: Препринт ФЭИ-2631. Обнинск: ОНТИ ГНЦ РФ – ФЭИ, 1997. 32 с.
- Ефанов А.Д., Сорокин А.П., Иванов Е.Ф., Богословская Г.П., Колесник В.П., Марцинюк С.С., Мальков В.Л., Сорокин Г.А., Рымкевич К.С. Исследования теплообмена и устойчивости кипения жидкометаллического теплоносителя в контуре естественной циркуляции. Теплоэнергетика, 2003, № 3, с. 20–26.
- Сорокин А.П., Кузина Ю.А., Иванов Е.Ф. Особенности теплообмена при кипении жидкого металла в аварийных режимах в ТВС быстрых реакторов. Атомная энергия, 2019, т. 126, вып. 2, с. 69–78.
- Сорокин А.П., Кузина Ю.А., Иванов Е.Ф. Теплообмен при кипении жидкометаллических теплоносителей в ТВС быстрых реакторов в аварийных режимах. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2018, № 3, с. 176–194. Доступно на: https://vant.ippe.ru/
year2018/3/thermal-physics-hydrodynamics/1548-17.html (дата обращения 26.05.2025).
- Aritomi M., Aoki S. Inoue A. Instabilities in Parallel Channel of Forced-convection Boiling Upflow System, (III) System with Different Flow Conditions between Two Channels. Nuclear Science and Technology, 1979, vol. 16, no. 5, pp. 343–355.
- Смолин В.И., Шпанский С.В., Есиков В.И. и др. Анализ теплогидравлической неустойчивости в каналах кипящего реактора. Атомная энергия, 1980, т. 48, вып. 6, с. 366–369.
- Митенков Ф.М., Моторов Б.И. Механизмы неустойчивости процессов в тепловой и ядерной энергетике. М.: Атомиздат, 1981.
- Murase M., Nation M. BWR Lose of Coolant Integral Test with Two Bundle Loop I (Thermal-Hydraulic Characteristics in Parallel Channels). Journal of Nuclear Science and Technology, 1985, vol. 22, no. 3, pp. 213–224.
- Яркин А.Н., Куликов Б.И., Швидченко Г.И. Границы области неустойчивости и период пульсаций в системе параллельных парогенерирующих каналов. Атомная энергия, 1986, т. 60, вып. 1, с. 19–23.
- Урусов Г.Л., Трещев Г.Г., Кобзарь Л.Л., Завальский В.П. Устойчивость естественной циркуляции неравновесного пароводяного потока. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика и техника ядерных реакторов, 1987, вып. 2, с. 21–26.
- Малкин С.Д., Хабенский В.Б., Мигров Ю.А., Ефимов В.К., Волкова С.Н. Влияние апериодической неустойчивости на динамику однофазного потока в параллельных обогреваемых каналах при малых скоростях теплоносителя. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика и техника ядерных реакторов, 1987, вып. 2, с. 27–33.
- Зисман А.С., Орехов Ю.И., Пометько Р.С., Селиванов В.М., Сергеев Ю.А. Расходные характеристики и устойчивость естественной циркуляции в замкнутых системах. Сборник докладов Международного семинара «Теплофизика-90». Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР. Обнинск, 25–28 сентября 1990. Обнинск: ОНТИ ФЭИ, 1999. Т. 2, с. 112–119.
- Яркин А.Н. Гистерезисные явления в системе параллельных каналов. Сборник докладов Международной конференции «Теплофизика-89». Обнинск, 21–23 ноября, 1989. Обнинск: ОНТИ ФЭИ, 1992, с. 154–165.
- Aritomi M., Chiang J.H., Nakahashi T., Wataru M., Mori M. Fundamental Study on Thermo-Hydraulics during Stop-Up in Natural Circulation Boiling Water Reactor, (I) Thermo-Hydraulics Instabilities. Nuclear Science and Technology, 1992, vol. 29, no. 7, pp. 631–661.
- Chiang J.H., Aritomi M. Fundamental Study on Thermo-Hydraulics during Stop-Up in Natural Circulation Boiling Water Reactor, (II) Natural Circulation Oscilation Induced by Hydrostatic Head Fluctuation. Nuclear Science and Technology, 1993, vol. 30, no. 3, pp. 203–211.
- Хабенский В.Б., Герлига В.А. Нестабильность потока теплоносителя в элементах оборудования. Санкт-Петербург: Наука, 1994.
- Podowski M.Z., Rosa M.P. Modeling and Numerical Simulation of Oscillatory Two-phase Flows with Application to Boiling Water Nuclear Reactors. Nuclear Engineering and Design, 1997, vol. 177, no. 2, pp. 179–184.
- Zanocco P., Gimenez M., Delmastro D. Modeling Aspects in Linear Stability Analysis of a Self-Pressurized, Natural Circulation Integral Reactor. Nuclear Engineering and Design, 2004, vol. 231, no. 3, pp. 283–301.
- Koncoro H., Iwahashi K., Rao Y.F., Fukuda K. Experimental Study on the Stability Characteristics of Two-phase Flows in Parallel Boiling Channels under Natural-Circulation Conditions. Proc. of the International Conference on Nuclear Engineering. ASME, 1996, vol. 1, part 1, pp. 373–383.
- >Ishii M. Two-Fluid Model Hydrodynamic Constitutive Relations. Nuclear Engineering and Design, 1984, vol. 82, no. 2–3, pp. 107–126.
- >Сорокин А.П., Жуков А.В., Корниенко Ю.Н., Ушаков П.А. Уравнения макропереноса в ТВС реакторов (многофазные потоки). Препринт ФЭИ-1800. Обнинск: ОНТИ ФЭИ, 1986. 16 с.
- >Сорокин Г.А., Жуков А.В., Авдеев Е.Ф., Сорокин А.П. Моделирование теплогидравлических процессов в тепловыделяющих сборках быстрых реакторов с учетом влияния кипения, деформации и других факторов. Препринт ФЭИ-2749. Обнинск: ОНТИ ГНЦ РФ – ФЭИ, 1998. 38 с.
- Wheeler C.L. COBRA-IV-I: An Interim Version of COBRA for Thermal-Hydraulic Analysis of Rod Bundle Fuel Elements and Core. BNWL-1962. Washington: Battelle-pacific Northwest Laboratories, 1976. 267 p.
- Arai M., Hirata H. Numerical Calculation for Two-Phase Flow Analysis in Pin Bundles. Nuclear Engineering and Design, 1984, vol. 82, no. 2–3, pp. 157–169.
- >Ninokata H., Okano T. SABENA: Subassembly Boiling Evaluation Numerical Analysis. Nuclear Engineering and Design, 1990, vol. 120, no. 3, pp. 349–367.
- Miao C.C., Baumann W.L., Domanus H.M., Shah V.L., Sha W.T. Two-Phase Thermal-Hydrate Simulations with COMMIX-2. Nuclear Engineering and Design, 1984, vol. 82, no. 2–3, pp. 205–214.
- Bottoni M., Willerding G. Advanced Solution Algorithms for Transient Multidimensional Thermohydraulic Flow Problems in Complex Geometries with the Programme COMMIX-2/KfK. Nuclear Engineering and Design, 1987, vol. 100, no. 3, pp. 351–365.
- Basque G., Delapierre L., Grand D., Mercier P. BACCHUS. A Numerical Code to Two-Phase Flow in a Rod Bundle. Nuclear Engineering and Design, 1984, vol. 82, no. 2–3, pp. 191–204.
- Karlow F.H., Amsden F.F. A Numerical Fluid Dynamics Method for All Flow Speeds. Journal of Computational Physics, 1974, vol. 8, no. 2, pp. 197–213.
- Патанкар С. Численные методы решения задач теплообмена и динамики жидкости. М.: Энергоатомиздат, 1984. 152 c.
- Hirt C.W., Cook J.L. Calculating Three-dimensional Flows Around Structures and Over Rough Terrain. Journal of Computation Physics, 1972, vol. 10, pp. 324–340.
- Ефанов А.Д., Сорокин А.П., Иванов Е.Ф., Богословская Г.П., Иванов В.В., Волков А.Д., Сорокин Г.А., Зуева И.Р. Теплообмен при кипении жидких металлов в системе каналов в режиме естественной циркуляции. Теплоэнергетика, 2007, № 3, с. 43–51.
- Сорокин Г.А. Моделирование теплообмена при кипении жидкометаллического теплоносителя в режиме аварийного расхолаживания в реакторах на быстрых нейтронах. Автореферат дис. ... кандидата технических наук: 05.14.03. Обнинск: Обнинский государственный технический университет атомной энергетики (ИАТЭ), 2007. 20 с.
- Sorokin G., Ninokata H., Sorokin A., Endo H. Numerical Modelling of Liquid Metal Boiling in Parallel Channels under Natural Circulation Conditions. Proc. of the 11th International Meeting of the IAEH Working Group on Advanced Nuclear Reactors Thermal Hydraulics “Hydrodynamics and Heat Transfer in Single and Two Phase Flow of Liquid Metals”. Obninsk, 5–9 July 2004. Obninsk: IPPE, 2005. Pp. 366–379.
- Чиркин В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. М.: Атомиздат, 1968.
- Handbook of Thermodynamics and Transport Properties of Alkali Metals. Ed. R.W. Ohse. Oxford: B.S. Publ., 1985.
- Быстров П.М., Каган Д.Н., Кречетова Г.А. и др. Тепловые трубы с жидкометаллическим охлаждением и энергетические установки. М.: Наука, 1988.
- Кириллов П.Л., Денискина Н.Б. Теплофизические свойства жидкометаллических теплоносителей (справочные таблицы и соотношения). Обзор ФЭИ-0291. М.: ЦНИИатоминформ, 2000.
- Huber F., Basque G., Bottoni M. et al. Comparative Study of Thermohydraulic Computer Code Simulations of Sodium Boiling under Loss of Flow Conditions. Proc. of the 13th Meeting of the Liquid Metal Boiling Working Group. Winfrith, Dorchester, Dorset. September 27–29, 1988, pp. 727–812.
- Huges E.D., Chen F.T.N. Transient, Three-dimensional Thermalhydraulic Analysis of Homogeneous Two-phase Flows in Heat Exchangers. Proc. of the AIChE National Heat Conference on PWR Steam Generators. 1977.
- Macdougall J.D., Lillington J.N. The SABRE Code for Fuel Rod Cluster Thermohydraulics. Nuclear Engineering and Design, 1984, vol. 82, no. 2–3, pp. 171–190.
- Боришанский В.М., Кутателадзе С.С., Новиков И.И., Федынский О.С. Жидкометаллические теплоносители. М.: Атомиздат, 1976.
- Зейгарник Ю.А., Литвинов В.Д. Кипение щелочных металлов в каналах. М.: Наука, 1983.
- Швецов Ю.Е., Кузнецов И.А., Волков А.В. Российский опыт теоретического анализа запроектных аварий в быстрых реакторах. Сборник «Избранные труды Физико-энергетического института». Обнинск: ГНЦ РФ – ФЭИ, 2000. С. 49–57.
УДК 621.039.526.034.6+621.039.526.8:536.24
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2025, № 2, c. 183–210
