Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Сравнительный анализ модели k-ω SST и пористого приближения при расчете сегмента активной зоны HTGR

10.12.2025 2025 - №04 Моделирование процессов в объектах ядерной энергетики

М.А. Чубаров М.Ю. Захаров Г.В. Тихомиров

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2025.4.13

УДК: 621.039.52.034.3; 532.546.2

Представлен сравнительный анализ двух вариантов геометрического представления области течения в рамках RANS-моделирования сегмента активной зоны высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (HTGR): реалистичного, основанного на явном моделировании топливных сфер, и пористого, использующего усреднение свойств среды. Расчеты выполнены в отечественном программном комплексе ЛОГОС с использованием модели турбулентности k-ω SST. Реалистичный подход позволяет воспроизвести локальные особенности течения и теплообмена гелия, включая зоны рециркуляции, ускорения и температурные пики. Максимальные значения скорости составили 2,69 м/c и температуры 1310 K. Пористое приближение, напротив, дает усредненную картину с существенно меньшими значениями – максимальная скорость не превышает 0,5 м/с, а температура 727 K; при этом средняя скорость гелия в шаровой засыпке ниже на 76,4%, средняя температура и перепад давления – на 9% при использовании заранее вычисленных коэффициентов сопротивления. Реалистичный подход целесообразен при анализе локальных характеристик, необходимых при моделировании переходных и аварийных режимов. Пористое приближение за счет своей скорости эффективно при предварительных расчетах и оценке интегральных параметров в расчетных областях большого объема, при условии предварительной параметризации модели.

Ссылки

  1. Sato H. et al. Safety design consideration for HTGR coupling with hydrogen production plant. Prog. Nucl. Energy. 2015; 82:46–52. DOI: https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2014.07.032
  2. Fütterer M.A. et al. Status of the very high temperature reactor system. Prog. Nucl. Energy. 2014:77:266–281. DOI: https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2014.01.013
  3. Ahmed F. et al. CFD validation with optimized mesh using benchmarking data of pebble-bed high-temperature reactor. Prog. Nucl. Energy. 2021:134:103653. DOI: https://doi.org/10.1016/j. pnucene.2021.103653
  4. Almusafir R.S., Jasim A.A., Al-Dahhan M.H. Review of the Fluid Dynamics and Heat Transport Phenomena in Packed Pebble Bed Nuclear Reactors. Nucl. Sci. Eng. 2023:197(6):1001–1037. DOI: https://doi.org/10.1080/00295639.2022.2146993
  5. Wu C.Y. et al. Investigating the advantages and disadvantages of realistic approach and porous approach for closely packed pebbles in CFD simulation. Nucl. Eng. Des. 2010;240(5):1151–1159. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2010.01.015
  6. Avramenko A.A. et al. Heat transfer and fluid flow of helium coolant in a model of the core zone of a pebble-bed nuclear reactor. Nucl. Eng. Des. 2021;377:111148. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111148
  7. Becker S., Laurien E. Three-dimensional numerical simulation of flow and heat transport in high-temperature nuclear reactors. Nucl. Eng. Des. 2003;222(2–3):189–201. DOI: https://doi.org/10.1016/S0029-5493(03)00011-6
  8. Guo W. et al. Influence of 2D and 3D convection–diffusion flow on tritium permeation in helium cooled solid breeder blanket units. Fusion Eng. Des. 2006;81(8–14):1465–1470. DOI: https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.08.059
  9. Huning A.J., Chandrasekaran S., Garimella S. A review of recent advances in HTGR CFD and thermal fluid analysis. Nucl. Eng. Des. 2021;373:111013. DOI: https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.08.059
  10. Orlov A.I., Gabaraev B.A. Heavy liquid metal cooled fast reactors: peculiarities and development status of the major projects. Nucl. Energy Technol. 2023;9(1):1–18. DOI: https://doi.org/10.3897/nucet.9.90993
  11. Bolshov L.A., Strizhov V.F., Mosunova N.A. Codes of new generation for safety justification of power units with a closed nuclear fuel cycle developed for the “PRORYV” project. Nucl. Energy Technol. 2020;6(3):203–214. DOI: https://doi.org/10.3897/nucet.6.54710
  12. Guo J. et al. Challenges and progress of uncertainty analysis for the pebble-bed high-temperature gas-cooled reactor. Prog. Nucl. Energy. 2021;138:103827. DOI: https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2021.103827
  13. Berens A., Bostelmann F., Brown N.R. Temperature sensitivity of the equilibrium neutronics and accident analysis of the HTR-10. Prog. Nucl. Energy. 2025;181:1056433. DOI: https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2025.105643
  14. Blandford E. et al. Kairos power thermal hydraulics research and development. Nucl. Eng. Des. 2020;364:110636. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2020.110636
  15. Menter F.R., Kuntz M., Langtry R. Ten Years of Industrial Experience with the SST Turbulence Model Turbulence heat and mass transfer. Turbulence, heat and mass transfer. 2003;4(1):625–632.
  16. Kozelkov A.S. et al. An implicit algorithm of solving Navier–Stokes equations to simulate flows in anisotropic porous media. Comput. Fluids. 2018;160:164–174. DOI: https://doi.org/10.1016/j.compfluid.2017.10.029
  17. Ferng Y.M., Lin K.Y. CFD investigation of thermal-hydraulic characteristics in a PBR core using different contact treatments between pebbles. Ann. Nucl. Energy. 2014;72:156–165. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2014.05.021
  18. Li H. et al. Thermal hydraulic investigations with different fuel diameters of pebble bed water cooled reactor in CFD simulation. Ann. Nucl. Energy. 2012;42:135–147. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2011.11.010
  19. Lu X. et al. Uncertainty in CFD simulation of reactors and approaches to improve the confidence of simulation results. Nucl. Eng. Des. 2025;436:113974. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.113974
  20. Hassan M. et al. Uncertainty quantification (UQ) for CFD simulation of OECD-NEA cold leg mixing benchmark. Nucl. Eng. Des. 2022;393:111799. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2022.111799
  21. Akgiray Ö., Saatçı A.M. A new look at filter backwash hydraulics. Water Supply. 2001;1(2):65–72. DOI: https://doi.org/10.2166/ws.2001.0022
  22. Hassan Y. A., Kang C. Pressure drop in a pebble bed reactor under high Reynolds number. Nuclear technology. 2012;180(2):159–173. DOI: https://doi.org/10.13182/NT12-A14631
  23. Li Y., Ji W. Effects of fluid–pebble interactions on mechanics in large-scale pebble-bed reactor cores. International Journal of Multiphase Flow. 2015;73:118–129. DOI: https://doi.org/10.1016/j.ijmultiphaseflow.2015.03.004

CFD ЛОГОС HTGR ВТГР пористость TRISO

Ссылка для цитирования статьи: Чубаров М.А., Захаров М.Ю., Тихомиров Г.В. Сравнительный анализ модели k-ω SST и пористого приближения при расчете сегмента активной зоны HTGR. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2025. – № 4. – С. 175-189. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2025.4.13 .

Открыть PDF файл