Разработка и валидация поправки на необогреваемую поверхность для корреляций по определению критического теплового потока в ТВС реакторов типа ВВЭР

17.09.2026 2026 - №03 Теплофизика и теплогидравлика

Д.Е. Овсянников Е.А. Вертиков Д.А. Олексюк А.Г. Зубков

https://doi.org/10.26583/npe.2026.3.07

Представлены результаты исследования влияния необогреваемых поверхностей, присутствующих в тепловыделяющей сборке (ТВС) реактора с водой под давлением, на критический тепловой поток (КТП). Описан физический процесс, приводящий к неравномерному распределению локальных параметров теплоносителя в подканале с необогреваемой поверхностью. На основе физической модели разделения подканала на «горячую» и «холодную» области разработан поправочный множитель для корреляций по определению КТП в ТВС ВВЭР. Для расчетного анализа отобраны шесть экспериментальных моделей ТВС, три из которых содержат имитатор направляющего канала (НК) на месте центрального стержня. С помощью субканальной программы SC-INT, в которую внедрен поправочный множитель, выполнен расчет 454-х экспериментальных режимов с фиксацией КТП, 310 из которых получены на теплофизическом стенде КС НИЦ «Курчатовский институт». Даны количественные оценки снижения КТП в подканале с необогреваемой поверхностью, продемонстрирована зависимость поправочного множителя от локальных параметров теплоносителя.

Ссылки

1. Клемин А.И., Полянин Л.Н., Стригулин М.М. Теплогидравлический расчет и теплотехническая надежность ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1980, 261 с.
2. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций: НП-082-07, утв. постановлением Ростехнадзора РФ от 10.12.2007. М., 2008.
3. Li T., Yang B.-wen, Lyu H. Cold wall effects of control rod guide tubes and experimental flow channel walls. Nuclear Engineering and Design. 2020;356:110325. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2019.110325
4. Schraub F.A., Simpson R.L., Janssen E. Two-Phase Flow and Heat Transfer in Multirod Geometries: Air-Water Flow Structure Data for a Round Tube, Concentric and Eccentric Annulus, and Nine-Rod Bundle. Schenectady, NY, General Electric Company, 1969, GEAP-5739.
5. Chieng C.C., Lin C. Velocity distribution in the peripheral subchannels of the CANDU-type 19-rod bundle. Nuclear Engineering and Design. 1979;55(3):389–394. DOI: https://doi.org/10.1016/0029-5493(79)90117-1
6. Корниенко Ю.Н. Параметры распределений и формфакторы в квазиодномерном моделировании двухфазных неравновесных потоков. Теплоэнергетика. 2004;7:53–63. URL: https://www.elibrary.ru/download/elibrary_27533237_92173287.pdf (дата обращения 05.05.2026).
7. Lee C.H., Mudawwar I.A. A Mechanistic Critical Heat Flux Model for Subcooled Flow Boiling Based on Local Bulk Flow Conditions. International Journal of Multiphase Flow. 1988;14(6):711–725. DOI: https://doi.org/10.1016/0301-9322(88)90070-5
8. Дмитриев С.М., Лукьянов В.Е., Самойлов О.Б. Обоснование корреляции для расчета критического теплового потока в тепловыделяющих сборках альтернативной конструкции с перемешивающими решетками-интенсификаторами для ВВЭР-1000. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2012;1:99–108. URL: https://static.nuclear-power-engineering.ru/articles/2012/01/12.pdf (дата обращения 31.07.2026).
9. Tong L.S. Boiling heat transfer and two-phase flow (1st ed.). Routledge, 2017, 572 p. DOI: https://doi.org/10.1201/9781315138510
10. Tong L.S. An evaluation of the departure from nucleate boiling in bundles of reactor fuel rods. Nuclear Science and Engineering. 1968;33(1):7–15. DOI: https://doi.org/10.13182/NSE68-A20912
11. Tong L.S. Prediction of departure from nucleate boiling for an axially non-uniform heat flux distribution. Journal of Nuclear Energy. 1967;21(3):241–248. DOI: https://doi.org/10.1016/s0022-3107(67)90054-8
12. Wen-Shan Lin, Bau-Shei Pei, Chien-Hsiung Lee. Bundle Critical Power Predictions under Normal and Abnormal Conditions in Pressurized Water Reactors. Nuclear Technology. 1992;98(3):354–365. DOI: https://doi.org/10.13182/NT92-A34665
13. Fighetti C.F., Reddy D.G. Parametric Study of CHF Data. Vol. 3: Critical Heat Flux Data. Palo Alto, CA, Electric Power Research Institute. 1983; EPRI NP-2609.
14. Dae-Hyun Hwang, Se-Young Chun, Keung-Koo Kim, Chung-Chan Lee. Mass velocity and cold-wall effects on critical heat flux in an advanced light water reactor. Nuclear Engineering and Design. 2007;237:369–376. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2006.04.034
15. Вертиков Е.А., Запоржин К.В., Олексюк Д.А., Хамаза В.А., Худыкин А.М., Глазов М.А., Морозкин О.Н. Модернизация субканальной теплогидравлической программы SC-INT. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2025;4:29–43. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2025.4.03
16. Вертиков Е.А., Олексюк Д.А., Зубков А.Г., Малютин М.А. К вопросу о валидации поясчейковых кодов для расчета активных зон реакторов типа ВВЭР. Вопросы атомной науки и техники. Серия: ядерно-реакторные константы. 2025;1:232–244. EDN: MSMICP.
17. Безруков Ю.А., Астахов В.И., Салий Л.А., Лотвинов С.А., Брантов В.Г., Тестов И.Н., Стекольников В.В. Исследование критических тепловых потоков в пучках стержней применительно к реакторам типа ВВЭР. Сборник докладов теплофизического семинара стран СЭВТФ-74. М., 1974, с. 57–66. URL: https://inis.iaea.org/records/20n1h-rny46/files/9386674.pdf?download=1 (дата обращения 05.05.2026).

кризис теплоотдачи критический тепловой поток необогреваемая поверхность направляющий канал субканальный метод экспериментальные модели ТВС поправка на необогреваемую поверхность DNBR ВВЭР

Ссылка для цитирования статьи: Овсянников Д.Е., Вертиков Е.А., Олексюк Д.А., Зубков А.Г. Разработка и валидация поправки на необогреваемую поверхность для корреляций по определению критического теплового потока в ТВС реакторов типа ВВЭР. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2026. – № 3. – С. 95-110. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2026.3.07 .