Температурное поле в активной зоне газоохлаждаемого ядерного реактора в переходных режимах при различных условиях профилирования массового расхода

30.09.2019 2019 - №03 Физика и техника ядерных реакторов

В.С. Кузеванов С.К. Подгорный

https://doi.org/10.26583/npe.2019.3.05

Положительный эффект профилирования активной зоны газоохлаждаемого ядерного реактора проекта «ГТ-МГР» исследован в работах [1 – 3]. В дополнение к проведенному анализу стационарных режимов возникает необходимость в исследовании влияния профилирования на температурное поле в переходных режимах работы активной зоны.

Работа посвящена исследованию протекания переходных процессов в активной зоне газоохлаждаемого ядерного реактора с разными принципами профилирования массового расхода теплоносителя.

Исследование переходных процессов в активной зоне является сложной задачей, решение которой на базе прямых экспериментов недоступно авторам. Кроме того, численное моделирование на основе современных CFD-программных комплексов [4 – 10] является весьма затратным по используемым вычислительным ресурсам.

Для быстрого решения задач подобного рода разработан алгоритм расчета температурного поля с применением модели, в которой активная зона рассматривается как твердая среда с газовыми полостями и принято допущение, что перенос тепла за счет молекулярной теплопроводности может быть описан уравнением теплопроводности для сплошной среды с теплофизическими параметрами, эквивалентными соответствующим параметрам пористого объекта.

На основе разработанного алгоритма создана программа расчета температурного поля в газоохлаждаемом реактора в переходных режимах. Программа верифицирована путем сравнения результатов многочисленных расчетов с CFD-моделированием соответствующих переходных процессов в объекте, имитирующем активную зону газоохлаждаемого ядерного реактора. Преимуществом программы является возможность расчета изменения состояния газоохлаждаемых активных зон сложной конфигурации с каналами разных диаметров в режиме реального времени. Это позволяет использовать программу при расчетах переходных процессов в контурах ЯЭУ в целом, в частности, при создании тренажеров.

Приведены расчеты переходных процессов для активной зоны, имитирующей зону высокотемпературного газоохлаждаемого реактора ЯЭУ проекта «ГТ-МГР», при разных условиях профилирования массового расхода теплоносителя. Результаты расчетов однозначно указывают на значительное отличие температурных режимов профилированной и непрофилированной активных зон в переходных процессах и несомненное повышение надежности ЯЭУ [11 – 13] с профилированным в активной зоне массовым расходом теплоносителя в целом.

Ссылки

1. 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. / Proc. of the XIII International scientific-practical conference «The Strategies of Modern Science Development 2017». – North Charleston, South Carolina, USA, 3-4 October, 2017. – PP. 27-36.
2. 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. Article ID 012069. – 2017. – Vol. 891. – PP. 1-4.
3. Кузеванов В.С., Подгорный С.К. Профилирование активной зоны газоохлаждаемого ядерного реактора с использованием интенсификаторов теплообмена. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2018. – № 4. – C. 31-42.
4. ANSYS Fluent User’s Guide. – Canonsburg: ANSYS, inc, 2016. – PP. 238-247.
5. ANSYS Fluent. Customization Manual. – Canonsburg: ANSYS, inc, 2016. – PP. 91-100.
6. ANSYS Fluent. Theory Guide. – Canonsburg: ANSYS, inc, 2016. – PP. 137-177.
7. Shaw C.T. Using Computational Fluid Dynamics. – New Jersey: Prentice Hall, 1992. – PP. 100-137.
8. Anderson J., Dick E., Dergez G., Grundmann R., Degroote J., Vierendeels J. Computational Fluid Dynamics: An introduction. – Berlin: Springer-Verlag, 2009. – PP. 10-17.
9. Petrila T., Trif D. Basics of fluid mechanics and introduction to computational fluid dynamics. – Boston: Springer, 2005. – PP. 197-239.
10. Mohammadi B., Pironneau O. Analysis of the K-epsilon turbulence model. – New Jersey: Wiley, 1994. – PP. 51-62.
11. 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.
12. 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.
13. Safety of Nuclear Power Plants: Design. Specific safety requirements No. SSR-2/1 (Rev.1) – Vienna: International Atomic Energy Agency, 2014. – PP. 4-10.
14. GT-MHR Conceptual Design Description Report. NRC Project No. 716 – San Diego: General Atomics, 2002. – PP. 58-62.
15. 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.
16. 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.
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.
19. Кузеванов В.С., Закожурников С.С., Закожурникова Г.С., Гаряев А.Б. Модели процессов и расчет температурного поля в печи сопротивления для производства карбида кремния. // Вестник ИГУЭ. – 2017. – № 420. – C. 21-29.

профилирование активной зоны переходные процессы температурное поле пористое тело уравнение теплопроводности сток тепла

Ссылка для цитирования статьи: Кузеванов В.С., Подгорный С.К. Температурное поле в активной зоне газоохлаждаемого ядерного реактора в переходных режимах при различных условиях профилирования массового расхода. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2019. – № 3. – С. 53-65. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2019.3.05 .