Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Профилирование активной зоны газоохлаждаемого ядерного реактора с использованием интенсификаторов теплообмена

15.11.2018 2018 - №04 Физика и техника ядерных реакторов

В.С. Кузеванов С.К. Подгорный

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2018.4.03

УДК: 621.039.524.2.034.3

Необходимость в профилировании активных зон по расходу теплоносителя возникает вследствие исполнения требований по температурным полям в элементах активных зон [1 – 3]. Однако профилирование активной зоны (АЗ) любого реактора неизбежно приводит к увеличению перепада давления в АЗ и энергозатрат на обеспечение циркуляции теплоносителя в первом контуре. Естественным при этом является выбор принципа (условия) профилирования в сочетании с установкой интенсификаторов теплообмена для выполнения требований безопасности при наименьших энергозатратах на прокачку теплоносителя.

Результат профилирования АЗ ядерного реактора с идентичными охлаждающими каналами можно предсказать на качественном уровне без детальных расчетов. Поэтому выбор принципа профилирования в этом случае, как правило, не представляет труда и требует детальных расчетов, только если профилирование сопровождается установкой локальных интенсификаторов теплообмена. Иная ситуация возникает, если в АЗ имеются охлаждающие каналы различной геометрии. В этом случае неизбежен детальный расчет влияния профилирования и интенсификаторов теплообмена на изменение температурных полей.

Работа посвящена определению изменения максимальных температур стенок охлаждающих каналов высокотемпературных ядерных реакторов с газовым теплоносителем при комбинированном использовании эффектов профилирования массового расхода теплоносителя и установки в каналы интенсификаторов теплообмена. Рассмотрены различные условия профилирования. Использованы полученные авторами расчетные зависимости и методика определения термических параметров теплоносителя и максимальных температур стенок поверхностей теплообмена в системе параллельных охлаждающих каналов.

Проведены вариантные расчеты АЗ ядерного реактора ЯЭУ проекта «ГТ-МГР» [4 – 6] с охлаждающими каналами разных диаметров. Определены распределения расходов теплоносителя и температур в охлаждающих каналах при различных условиях профилирования с помощью местных сопротивлений и интенсификаторов теплообмена. Выявлены предпочтительные варианты, обеспечивающие наименьшую максимальную температуру стенки наиболее теплонапряженного канала при наименьшем перепаде давления на АЗ.

Метод расчета верифицирован путем прямого сравнения расчетных результатов, полученных по предложенному алгоритму, с результатами CFD-моделирования [7 – 13].

Ссылки

  1. Design of the reactor core for nuclear power plants. Safety guide No. NS-G-1.12. – Vienna: International Atomic Energy Agency, 2005. – PP. 3-8.
  2. International safeguards in the design of nuclear reactors. IAEA nuclear energy series No. NP-T-2.9 – Vienna: International Atomic Energy Agency, 2014. – PP. 18-23.
  3. Safety of Nuclear Power Plants: Design. Specific safety requirements No. SSR-21 (Rev.1) – Vienna: International Atomic Energy Agency, 2014. – PP. 4-10.
  4. GTMHR Conceptual Design Description Report. NRC project No. 716. – San Diego: General Atomics, 2002. – PP. 58-62.
  5. Vasyaev A., Kodochigov N., Kuzavkov N., Kuznetsov L. International Project GT-MHR – New Generation of Nuclear Reactors, The International Conference of Bulgarian Nuclear Society 2001. – Varna, Bulgaria, June 17-20, 2001. – PP. 7-21.
  6. Neylan A.J., Shenoy A., Silady F.A. and Dunn T.D. GT-MHR design, performance and safety. – San Diego: General Atomics, 1994. – PP. 2-8.
  7. ANSYS Fluent User’s Guide. – Canonsburg: ANSYS Inc, 2016. – PP. 238-247.
  8. ANSYS Fluent. Customization Manual. – Canonsburg: ANSYS Inc, 2016. – PP. 91-100.
  9. ANSYS Fluent. Theory Guide. – Canonsburg: ANSYS Inc, 2016. – PP. 137-177.
  10. Shaw C.T. Using Computational Fluid Dynamics. – New Jersey: Prentice Hall, 1992. – PP. 100137.
  11. Anderson J., Dick E., Dergez G., Grundmann R., Degroote J., Vierendeels J. Computational Fluid Dynamics: An introduction. – Berlin: Springer-Verlag, 2009. – PP. 10-17.
  12. Petrila T., Trif D. Basics of fluid mechanics and introduction to computational fluid dynamics. – Boston: Springer, 2005. – PP. 197-239.
  13. Mohammadi B., Pironneau O. Analysis of the K-epsilon turbulence model. – New Jersey: Wiley, 1994. – PP. 51-62.
  14. Podgorny S.K., Kuzevanov V.S. A method of calculation of mass flow rates and temperature of gas coolant in parallel channels of an active core of a nuclear reactor during core shaping, The Strategies of Modern Science Development. XIII International scientific-practical conference 2017. – North Charleston, South Carolina, USA, 3-4 October, 2017. – PP. 27-36.
  15. Kuzevanov V.S., Podgorny S.K. Research of the influence of intensification of heat transfer on distribution of temperature in the active core of the gas cooled nuclear reactor of the «GT-MHR» project. // Journal of Physics Conference Series. – 2017. – Vol. 891. – Article ID 012069. – PP. 1-4.
  16. Петухов Б.С., Кириллов В.В. О теплоотдаче при турбулентном течении в трубах. // Теплоэнергетика. – 1958. – № 4. – C. 29-31.
  17. Engle G.B. Assessment of grade H-451 graphite for replaceable fuel and reflector elements in HTGR. – San Francisco: General Atomics, 1977. – PP. 29-56.
  18. Engle G.B. Johnson W.R. Properties of unirradiated fuel element graphites H-451 and SO818. – San Francisco: General Atomics, 1976. – PP. 6-20.

профилирование активной зоны интенсификация теплообмена распределение массовых расходов максимальная температура стенки канала