Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Оценка возможности моделирования процесса естественной циркуляции в быстрых реакторах с использованием водяного стенда

23.09.2021 2021 - №03 Моделирование процессов в объектах ядерной энергетики

В.И. Слободчук Д.А. Уралов  Е.А. Аврамова

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2021.3.12

УДК: 621.039.526:536.24.021

Представлена оценка возможности моделирования естественной конвекции в баке быстрого реактора с использованием водяных стендов. В качестве реактора, подлежащего моделированию, принят проект БН-1200. Анализируется проблематика теплогидравлического моделирования движения теплоносителя в реакторах типа БН. При обосновании модели применялись теория подобия и метод «черных ящиков», рассмотрены их принципы и границы применения. Определяющие критерии подобия и их перечень получены из базовых дифференциальных уравнений для естественной циркуляции теплоносителя. На их основе получен комплекс безразмерных величин, определяющих соотношение характеристик модели и реакторной установки. Получены соотношения, позволяющие оценить коэффициенты пересчета величин с модели на реакторную установку. Эти выражения зависят только от теплофизических параметров сред, геометрического масштаба и отношения мощностей модели и реакторной установки. Представлены условия, при которых возможно моделирование течения натриевого теплоносителя с применением водяного стенда при достаточной точности. Используется опыт зарубежных исследований по рассматриваемой теме, в том числе принимаемые допущения. Согласно имеющимся оценкам, подобные допущения не приводят к значительным потерям в точности моделирования.

Ссылки

  1. Takeda H., Koga T. Study on similarity rule for natural circulation water test of LMFBR. / Specialists’ Meeting of IAEA: Evaluation of Decay Heat Removal by Natural Convection. O-arai Engineering Center, PNC, Japan. Feb. 22-25, 1993.
  2. Eguchi Y., Takeda H. Koga T., Tanaka N., Yamamoto K. Quantitative prediction of natural circulation in an LMFR with a similarity law and a water test. // Nuclear Engineering and Design. – 1997. – Vol. 178. – No. 3. – PP. 295-307.
  3. Eguchi Y., Takeda H. Experimental and computational Study of prediction of Natural Circulation in top-entry Loop-type FBR. / Specialists’ Meeting of IAEA: Evaluation of Decay Heat Removal by Natural Convection. O-arai Engineering Center, PNC, Japan. Feb. 22-25, 1993.
  4. Ieda Y., Kamide H., Ohshima H., Sugawara S., Ninokata H. Strategy of Experimental Studies in PNC on Natural Convection Decay Heat Removal. / Specialists’ Meeting of IAEA: Evaluation of Decay Heat Removal by Natural Convection. O-arai Engineering Center, PNC, Japan. Feb. 22-25, 1993.
  5. Ishii M., Kataoka I. Scaling Criteria for LWR’s under Single-Phase and Two-Phase Natural Circulation. / Joint NRC/ANS Meeting on Basic Thermal Hydraulic Mechanisms in LWR Analysis. Bethesda, MD, USA. September 14-15, 1982.
  6. Ishii M., Kataoka I. Scaling laws for thermal-hydraulic system under single-phase and two-phase natural circulation. // Nuclear Engineering and Design. – 1984. – Vol. 81. – No. 3. – PP. 411-425.
  7. Bomelburg H.J. An Evaluation of the Applicability of Water Model Testing to Liquid Metal Engineering Problems. // General, Miscellaneous and Progress Reports, LMEC-68-4. Liquid Metal Engineering Center, Atomics International. February 26, 1968.
  8. Ушаков П.А, Сорокин А.П. О возможностях моделирования на воде, воздухе распределений температур твэлов и теплоносителей реакторов с жидкометаллическим охлаждением. Препринт ФЭИ-2346. – Обнинск: ФЭИ, 1993. – 34 с.
  9. Ushakov P.A., Sorokin A.P. Modeling Problems of Emergency Natural Convection Heat Removal in the Upper Plenum of Fast Reactors Using Water. / Proc. of the IX-th Intern. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-9). USA, October 3-8, 1999.
  10. Аширметов М.Р., Ершов Г.А. Основные проектные решения для энергоблока с реактором БН-1200. Электронный ресурс: http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file =article&sid=4279. 25.01.2013 (дата доступа 20.06.2021).
  11. Митенков Ф.М. Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей. Электронный ресурс: http://elib.biblioatom.ru/text/mitenkov_razmyshleniya-o-perezhitom_2004/go,170/ (дата доступа 20.06.2021).
  12. Ushakov P.A., Sorokin A.P. Role of the Reynolds number in modeling natural convection in liquid metals. // Atomic Energy. – 1998. – Vol. 84. – No. 5. – PP. 309-313.
  13. Полежаев В.И. Численное решение уравнений Навье-Стокса для течения и теплообмена в замкнутой двумерной области. – Дисс. канд. техн. наук. – М.: МЭИ, 1967. – 196 c.
  14. Михатулин Д.С., Чирков А.Ю. Конспект лекций по тепломассообмену.– М.: МГТУ им. Н.Э. Баумана, 2009. – 148c.
  15. Исаченко В.П., Осипова В.А., Сукомел А. С. Теплопередача. – М.: Энергия, 1975. – 416 c.
  16. Исаев С.И., Кожинов И.А., Кофанов В.И. и др. Теория тепломассообмена: Учебник для вузов. – М.: Высшая школа, 1979. – 495 с.
  17. Кириллов П.Л., Богословская Г.П. Тепломассообмен в ядерных энергетических установках. – М.: Энергоатомиздат, 2000 г.– 458 c.
  18. Гухман А.А. Введение в теорию подобия. Учебное пособие для втузов, Изд. 2-е, доп. и переработан. – М.: Высшая школа, 1973.– 296 с.
  19. Кирпичев М.В. Теория подобия. – М.: АН СССР, 1953. – 96 c.
  20. Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы), 2-е изд., перераб. и доп. – М.: Энергоатомиздат, 1990. – 360 с.
  21. Suh K.Y., Todres N.E., Rohsenow W.M. Mixed Convective Low Flow Pressure Drop in Vertical Rod Assemblies: II-Experimental Validation. // Trans. of the ASME. – 1989. – Vol. 111. – No. 4. – PP. 966-973.

быстрые реакторы естественная циркуляция теплогидравлическое моделирование теория подобия