Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Сопоставление результатов расчётных и экспериментальных исследований сложного тепломассопереноса в шахте высокотемпературного газоохлаждаемого реактора

14.12.2022 2022 - №04 Теплофизика и теплогидравлика

Д.В. Диденко О.Л. Никаноров С.А. Рогожкин А.А. Аксёнов М.Н. Жестков Е.В. Шапоренко

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2022.4.04

УДК: 621.039.52.034.3

Выполнено сопоставление результатов расчётных и экспериментальных исследований сложного тепломассопереноса в шахте японского высокотемпературного газоохлаждаемого реактора HTTR. Экспериментальные данные представлены в рамках международной координационной программы МАГАТЭ (Coordination Research Program, IAEA).

Расчётные исследования тепломассопереноса в шахте высокотемпературного исследовательского реактора HTTR при работе системы охлаждения шахты реактора выполнены по российскому программному комплексу вычислительной аэрогидродинамики FlowVision. Стационарные расчёты выполнены для двух режимов работы реактора на мощности 9 и 30 МВт.

Для расчётных исследований разработаны трёхмерная геометрическая и расчётная модели, которые включали в себя основные элементы системы охлаждения шахты реактора и корпус реактора с циркулирующим внутринего гелием.

В статье представлены постановка задачи, краткое описание системы охлаждения, расчётной модели, расчётных режимов, а также результаты численного моделирования сложного тепломассопереноса в шахте реактора.

Определена мощность, отводимая системой охлаждения, и получены распределения температуры по высоте корпуса реактора и тепловых экранов системы охлаждения шахты реактора. Выполнено сопоставление с экспериментальными данными.

Проведённые расчётные исследования показали, что с помощью программного комплекса FlowVision можно успешно решать задачи сложного тепломассопереноса при наличии нескольких различных рабочих сред в одной расчётной модели.

Полученные результаты расчётного исследования планируется использовать при валидации FlowVision, а также при разработке проекта атомной энерготехнологической станции с высокотемпературным газоохлаждаемым реактором для производства водорода.

Ссылки

  1. Абросимов Н.Г., Кодочигов Н.Г., Кузнецов Л.Е., Петрунин В.В., Пономарев-Степной Н.Н., Сухарев Ю.П. ВТГР – новые перспективы ядерной энергетики. // Атомная энергия. – 2020. – Т. 129. – Вып. 1. – С. 51-53. Электронный ресурс: http://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/3203/4494 (дата доступа 28.08.2022).
  2. Кодочигов Н.Г. и др. Ядерные энергетические установки с высокотемпературными модульными газоохлаждаемыми реакторами: монография. / Под общ. ред. Петрунина В.В. – Нижний Новгород, НГТУ им. Р.Е. Алексеева, 2017. – 745 с. ISBN 978-5-502-00920-1.
  3. IAEA-TECDOC-988. High Temperature Gas Cooled Reactor Technology Development. – IAEA, Vienna, 1997. – 470 p. Электронный ресурс: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_988_prn.pdf (дата доступа 28.08.2022).
  4. IAEA-TECDOC-1382. Evaluation of High Temperature Gas Cooled Reactor Performance: Benchmark Analysis Related to Initial Testing of the HTTR and HTR-10. – IAEA, Vienna, 2003. Электронный ресурс: https://www.iaea.org/publications/6821/evaluation-of-high-temperature-gas-cooled-reactor-performance-benchmark-analysis-related-to-initial-testing-of-the-httr-and-htr-10 (дата доступа 28.08.2022).
  5. IAEA-TECDOC-1163. Heat Transport and Afterheat Removal for Gas Cooled Reactors Under Accident Conditions. – IAEA, Vienna, 2000. Электронный ресурс: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1163_prn.pdf (дата доступа 28.08.2022).
  6. Руководство пользователя программного комплекса FlowVision. Электронный ресурс: https://flowvision.ru/ru/support-menu-header-ru/download-ru/ (дата доступа 28.08.2022).
  7. 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. –
  8. – Vol. 604 (012010). DOI: https://doi.org/10.1088/1757-899X/604/1/012010

расчётное исследование FlowVision вычислительная гидродинамика CFD теплообмен высокотемпературный газоохлаждаемый реактор система охлаждения шахты реактора бенчмарк CRP IAEA валидация

Ссылка для цитирования статьи: Диденко Д.В., Никаноров О.Л., Рогожкин С.А., Аксёнов А.А., Жестков М.Н., Шапоренко Е.В. Сопоставление результатов расчётных и экспериментальных исследований сложного тепломассопереноса в шахте высокотемпературного газоохлаждаемого реактора. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2022. – № 4. – С. 46-57. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2022.4.04 .

Открыть PDF файл