Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Разработка методического подхода для расчетного исследования течения теплоносителя в процессе расхолаживания реактора с натриевым теплоносителем

19.11.2020 2020 - №04 Теплофизика и теплогидравлика

Д.В. Диденко Д.Е. Балуев О.Л. Никаноров С.А. Рогожкин С.Ф. Шепелев А.А. Аксёнов М.Н. Жестков А.Е. Щеляев

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2020.4.06

УДК: 621.039.5:(532+536) БН+621.039.513:621.039.526

Разработан методический подход для расчетного исследования теплогидравлических процессов, происходящих в реакторе на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, с использованием отечественного программного комплекса вычислительной гидродинамики FlowVision. Подход учитывает интегральную компоновку оборудования первого контура реакторной установки, особенности теплообмена в жидкометаллическом теплоносителе и позволяет с помощью обоснованных упрощений моделировать тепломассообмен при течении теплоносителя через активную зону и теплообменное оборудование реактора. В частности, методический подход может быть использован при обосновании безопасности при расхолаживании реактора, а также для других расчетных исследований, требующих моделирования активной зоны и теплообменного оборудования реактора интегрального типа.

Представлен краткий обзор ранее разработанных методических подходов для исследования процессов расхолаживания реакторов с жидкометаллическими теплоносителями. Выделены общие принципы данных подходов, их преимущества и недостатки.

Разработана трехмерная расчетная модель перспективного реактора, включающая в себя одну теплообменную петлю (одна четвертая часть реактора). Обоснована применимость модели зазора FlowVision для моделирования пространства между тепловыделяющими сборками активной зоны (межпакетного пространства), а также модели пористого каркаса для моделирования теплообменного оборудования реактора. Выполнено расчетное исследование номинального режима течения теплоносителя в реакторе. Показано, что разработанный методический подход применим для решения задач течения теплоносителя в различных режимах работы реакторных установок с жидкометаллическим теплоносителем.

Ссылки

  1. Pialla D., Tenchine D., Li S., Gauthe P., Vasile A., Baviere R., Tauveron N., Perdu F., Maas L., Cocheme F., Huber K., Cheng X. Overview of the system alone and system/CFD coupled calculations of the PHENIX Natural Circulation Test within the THINS project. // Nuclear Engineering and Design. – 2015. – Vol. 290. – PP. 78-86.
  2. Rakhi Anil Kumar Sharma, Velusamy K. Integrated CFD investigation of heat transfer enhancement using multi-tray core catcher in SFR. // Annals of Nuclear Energy. – 2017. – Vol. 104. – PP. 256-266.
  3. Merzari E., Shemon E., Yu Y., Thomas J., Obabko A., Jain R., Mahadevan V., Solberg J., Ferencz R., Whitesides R. Full Core Multi-Physics Simulation with Offline Core Deformation. / ANL/NE-1542. –Nuclear Engineering Division, Argonne National Laboratory. – 2015.
  4. Корсун А.С., Меринов И.Г., Харитонов В.С., Баясхаланов М.В., Чуданов В.В., Аксенова А.Е., Первичко В.А. Расчетное моделирование теплогидравлических процессов в тепловыделяющих сборках с жидкометаллическим теплоносителем в приближении анизотропного пористого тела. // Теплоэнергетика. – 2019. – № 4. – С. 12-22.
  5. International Atomic Energy Agency, Status of Fast Reactor Research and Technology Development. / IAEA-TECDOC-1691. – Vienna: IAEA, 2012. – 832 p.
  6. Park Jong-Pil, Jeong Ji Hwan, Lee Tae-Ho. Scientific design of a large-scale sodium thermal-hydraulic test facility for KALIMER – Part II: Validation of reactor pool design using CFD analyses. // Annals of Nuclear Energy. – 2015. – Vol. 76. – PP. 439-450.
  7. Рогожкин С.А., Аксенов А.А., Жлуктов С.В., Осипов С.Л., Сазонова М.Л., Фадеев И.Д., Шепелев С.Ф., Шмелев В.В. Разработка модели турбулентного теплопереноса для жидкометаллического натриевого теплоносителя и её верификация. // Вычислительная механика сплошных сред. – 2014 – Т. 7. – № 3. – C. 306-316.
  8. Rogozhkin S.A., Fadeev I.D., Shepelev S.F., Aksenov A.A., Mosunova N.A., Frick P.G. V&V Status of CFD Codes Applied to BN Reactors. / Proc. of the International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17). Paper IAEA-CN245-418. – Yekaterinburg, Russian Federation, 2017. – 10 p.
  9. Аттестационный паспорт программы для ЭВМ FlowVision. Регистрационный номер 492 от 19.12.2019 г.
  10. Ozturk U., Soganci S., Akimov V., Tutkun M., Aksenov A. Validation of FlowVision CFD on ICCS2015 Test Case: Application of Gap Model and SGGR for Leakage Flow Prediction in a Dry Screw Compressor. // IOP Conference Series: Materials Science and Engineering. – 2019. – Vol. 604 (012010).
  11. Рогожкин С.А., Аксенов А.А., Пахолков В.В., Жлуктов С.В., Жестков М.Н., Шепелев С.Ф., Шмелев В.В. Разработка методики расчетного анализа теплогидравлических процессов в реакторе на быстрых нейтронах с применением кода FlowVision. // Компьютерные исследования и моделирование. – 2017. – Т. 9. – № 1. – C. 87-94.
  12. Руководство пользователя FlowVision. Версия 3.12.01. – М.: ООО «ТЕСИС», 2020. – 1549 с.

реактор с жидкометаллическим теплоносителем интегральная компоновка методический подход CFD FlowVision активная зона LMS расхолаживание реактора межпакетное пространство