EDN: NPNCPQ
Авторы
Букреева А.Д., Грабежная В.А.
Организация
Акционерное общество «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Грабежная В.А. – ведущий научный сотрудник, кандидат технических наук. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, д. 1. Тел.: (484) 399-70-00 (доб. 86-86); e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Букреева А.Д. – инженер-исследователь.
Аннотация
В концепции четвертого поколения развития мировой атомной энергетики (GEN-IV) одним из перспективных направлений рассматриваются реакторы на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением. Разрабатываются проекты АЭС как малой, так и большой мощности. Высокие энергетические параметры станции требуют и повышения параметров водяного контура. В прямоточных парогенераторах при определенном сочетании режимных параметров могут наблюдаться самоподдерживающиеся колебания расхода рабочего тела, так называемая гидродинамическая (или колебательная) неустойчивость. Негативная роль динамической неустойчивости заключается в появлении при определенных условиях в кипящем потоке сравнительно упорядоченных и, как правило, интенсивных колебаний давления, расхода и температуры пара, которые могут привести к значительному отклонению их фактических значений от проектных параметров. Следует подчеркнуть, что динамическая неустойчивость (колебания волн плотности) при невысоких расходах (ρw < 1000 кг/(м2с)) оказывается в числе наиболее существенных факторов, приводящих к возникновению раннего кризиса кипения и, таким образом, резко ограничивая величину теплового потока, отводимого от поверхности теплообмена. В статье представлен обзор экспериментальных исследований о неустойчивости в прямотрубных парогенерирующих каналах с перегревом пара на выходе, обогреваемых жидкометаллическим теплоносителем. Однако гидродинамическая неустойчивость возникала и в парогенераторах энергоблока БН-600 с наработкой более 50 тыс. ч. К сожалению, в рассматриваемых работах, кроме работ ГНЦ РФ – ФЭИ, ничего не говорится о влиянии гидродинамической неустойчивости на кризис теплообмена в части изменения критического теплового потока и протяженности зоны кризиса.
Ключевые слова
гидродинамическая неустойчивость, парогенератор, кризис теплообмена, жидкометаллический теплоноситель, натрий, экспериментальная модель, вода, пар, тепловой поток, массовая скорость, давление, пульсации расхода и давления
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Васильев Б.А., Васяев А.В., Зверев Д.Л., Шепелев С.Ф. Состояние разработки проекта БН-1200. Труды 3-й Международной научно-технической конференции «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики». М.: НИКИЭТ, 2014, т. 1, с. 114–127.
- GIF R&D Outlook for Generation IV Nuclear Energy Systems. General Conference, 13 July, 2016. IAEA, GC(60)/INF/2. Доступно на: https://www.gen-4.org/gif/upload/docs/application/pdf/2016-12/geniv_sfr_bobhill_final.pdf (дата обращения 05.08.2025).
- Damiani L., Pini Prato A., Revetria R. Innovative Steam Generation ALFRED Lead-Cooled Fast Reactor Demonstrator. Applied Energy, 2014, vol. 121, pp. 207–218.
- Yoon J., Chang J., Lim J.-Y., Cheon J.-S., Lee T.-H., Kim S.K., Lee K.L., Joo H.-K. Overall System Description and Safety Characteristics of Prototype Gen IV Sodium Cooled Fast Reactor in Korea. Nuclear Engineering and Technology, 2016, vol. 48, pp. 1059–1070.
- Liu W., Tamai H., Yoshida H., Takase K., Hayafune H., Futagami S., Kisohara N. Steam-Water Pressure Drop under High Pressure Condition. Proc. 13th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulic (NURETH-13), September 27 – October 2, 2009, Kanazawa City, Japan, (CD).
- Zhu L., Wu Z., Yan X. The Flow Instability Analysis for Steam Generator for China Experimental Fast Reactor (CEFR). Report on 5th Int. Conf. on Fluid Mechanics and Industrial Applications (FMIA 2021), 26–27 June, 2021, Taiyuan city, China. Journal of Physics: Conference Series, 2021, vol. 1985.
- Prasad G.V.D., Pandey M., Karla M.S. A review of investigation on flow instabilities in natural circulation boiling loops. Proc. 11th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulic (NURETH-11) Avignon, France, October 2–6, 2005, Paper 518.
- Boure J.A., Bergles A.E., Tong L.S. Review of two-phase flow instability. Nuclear Engineering and Design, 1973, vol. 25, pp. 165–192.
- Методические указания. Тепловой и гидравлический расчет теплообменного оборудования АЭС. РД 24.035.05-89. Л.: НПО ЦКТИ, 1991. 210 с.
- Кокорев Б.В., Фарафонов В.А. Парогенераторы ядерных энергетических установок с жидкометаллическим охлаждением. М.: Энергоатомиздат, 1990. 264 с.
- Говоров П.П., Кузнецов А.А. Гидродинамическая неустойчивость в парогенераторах энергоблока БН-600 и ее диагностирование. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2005, № 1, с. 91–94.
- Papini D., Cammi A., Colombo M., Ricotti M.E. On Density Wave Instability Phenomena – Modeling and Experimental Investigation. In book: Two Phase Flow, Phase Change and Numerical Modeling, Ed. Dr. Amimul Ahsan. IntechOpen, 2011, pp. 257–284. DOI: 10.5772/10432011. Доступно на: http://www.intechopen.com/books/two-phase-flow-phase-change-and-numerical-modeling/on-density-wave-instability-phenomena-modelling-and-experimental-investigation (дата обращения 05.08.2025).
- Yadigaroglu G., Bergles A. Fundamental and Higher Mode Density-Wave Oscillations in Two-Phase Flow. Trans ASME, Journal of Heat Transfer, 1972, vol. 94, pp. 189–195.
- Делайе Дж., Гио М., Ритмюллер М. Теплообмен и гидродинамика в атомной и тепловой энергетике. Пер. с англ. под ред. д.т.н. П.Л. Кириллова. М.: Энергоатомиздат, 1984. 424 с.
- Хабенский В.Б., Бародина О.М., Калинин Р.И. Механизм пульсаций и влияние конструктивных и режимных параметров на границу устойчивого потока. Сб. науч. тр. «Достижения в области исследования теплообмена и гидравлики двухфазных потоков в элементах энергооборудования». Л.: Наука, Ленинградское отделение, 1973. C. 48–66.
- Akagava B.K., Sacaguchi T., Kono M., Nishimura M. Study on Distribution of Flow Rates and Flow Stabilities in Parallel Long Evaporators. Bulletin of the JSME, 1971, vol. 14, pp. 837–849.
- Kang H.O., Seo J.K., Kim Y.W., Yoon J., Kim K.K. Structural Integrity Confirmation of a Once-Through Steam Generator from the Viewpoint of Flow Instability. Journal of Nuclear Science and Technology, 2007, vol. 44, no. 1, pp. 64—72.
- Guo L.-J., Feng Z.-P., Chen X.-J. Pressure Drop Oscillation of Steam-Water Two-Phase Flow in Helically Coiled Tube. Int. J. Heat Mass Transfer, 2001, vol. 44, no. 8, pp. 1555–1564.
- France D.M., Carlson R.D., Roy R.P., Chiang T. Dynamic stability experiments in sodium-heated steam generators. Meeting on Liquid Metal in Energy Applications, Oxford, UK, 9 Apr. 1984. Доступно на: https://www.osti.gov/biblio/5281917-dynamic-stability-experiments-sodium-heated-steam generators-lmfbr (дата обращения 05.08.2025).
- Франс Д., Карлсон Р., Чианг Т., Пример Р. Характеристики переходного кипения в трубах парогенератора с натриевым обогревом. Теплопередача, 1979, т. 101, № 2, с. 95—102.
- France D.M., Carlson R.D., Roy R.P., Harden R.E. Dynamic stability experiments in once-through LMFBR steam generators. ANL-84-86, 1984.
- Efferding L.E. Dynamic stability experimental/analytical program results on a multiple tube sodium heated steam generator model employing double wall tubes. ASME Paper 83-WA/NE-7, 1983.
- De Munk P.J. Wall temperature fluctuations — realization of the criteria for steam generators. Summary Report of International Atomic Energy Agency Study Group Meeting on Steam Generators for LMFBRs. Bensherg, 1975, pp. 250—253. Доступно на: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/31/054/31054534.pdf (дата обращения 05.08.2025).
- Unal H.C., van Gasselt M.L.G., Ludwig P.W.P.H. Dynamic instabilities in tubes of a large capacity, straight tube, once-through sodium heated steam generator. Int. J. Heat Mass Transfer, 1977, vol. 20, pp. 1389–1399.
- Unal H.C. Density-wave oscillations in sodium heated once-through steam generator tubes. Trans. ASME, J Heat Transfer, 1981, vol. 103, pp. 485–491.
- Unal H.C. Determination of void fraction, incipient point of boiling and initial point of net vapor
generation in sodium heated helically coiled steam generator tubes. J. Heat Transfer, 1978, vol. 100, pp. 268–274.
- Unal H.C. Some aspects of two-phase flow, heat transfer and dynamic instabilities in medium and high pressure steam generators. PhD thesis, Technological University of Delft, The Netherlands, 1981.
- Prakash V., Thirumalai M., Murugesan P. et al. Assessment of dynamic instability in once through steam generator. Proc. 16th Int. Conference on Nuclear Engineering (ICONE16), Orlando, Florida, USA, May 11–15, 2008. Paper ICONE 16-48253.
- Грабежная В.А., Михеев А.С. О теплогидравлической устойчивости парогенерирующего канала с жидкометаллическим обогревом. Труды 5-й Междунар. научно-техн. конф. «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики». М.: НИКИЭТ, 2018. С. 583–592.
- Бельтюков А.И., Говоров П.П., Карпенко А.И. Определение предельно допустимых перегревов пара за испарителями в эксплуатационных режимах натриевого парогенератора. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2005, № 1, с. 95–102.
- Говоров П.П. Совершенствование переходных режимов натриевого парогенератора энергоблока БН-600. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2005, № 1, с. 103–107.
УДК 621.039.526
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2025, № 3, c. 229–244
