Моделирование теплофизических процессов в ядерном реакторе на быстрых нейтронах
DOI:
https://doi.org/10.26577/RCPh-2019-i3-8Ключевые слова:
быстрые реакторы, теплообмен, теплоноситель, температура, тепловыделяющая сборкаАннотация
Развитие реакторов на быстрых нейтронах и атомной энергетики является актуальной задачей. Для разработки проектов в области ядерной энергетики необходимо проводить различные теплогидравлические расчеты. Использование результатов расчетов позволит своевременно проводить корректировку в проектировании, что резко повышает ответственность за надежность оборудования реактора. Данная работа посвящена исследованию процессов гидродинамики и теплообмена реактора на быстрых нейтронах электрической мощностью 600 МВт с объемным энерговыделением до 0,494 ГВт/м3. В данной работе приводятся результаты расчетов по гидродинамике и теплообмену в сегменте выделенной области ТВС быстрого натриевого реактора. В процессе работы создана 3D-модель выбранной области ТВС. Компьютерное моделирование проводилось в программном комлексе ANSYS FLUENT. Расчеты проводились с использованием турбулентной модели k-ε движения теплоносителя. Показаны неравномерности распределений температур по высоте активной зоны в различных областях ТВС, распределение скорости теплоносителя, а также показатели давления. Анализ полученных результатов показывает, что температуры конструктивных элементов не превышают допустимых температур, перепад давления значительно ниже, чем в реакторах другого типа.
Библиографические ссылки
2 S.Z. Zhiznin and V.M. Timokhov, Journal of MGIMO University, 6 (45), 215-248 (2015). (in Russ.)
3 M.V. Frolov and O.V. Vishtak, Young Scientist journal, Kazan, 22.5 (102.5), 16-17 (2015). (in Russ)
4 A.A. Goverdovskiy, S.G. Kalyakin, and V.I. Rachkov, Thermal Engineering, 5, 3–10 (2014). (in Russ)
5 S.S. Gordeyev, A.P. Sorokin, B.B. Tikhomirov, A.A. Trufanov, and N.A. Denisova, Atomic energy, 122 (1), 17-25 (2017). (in Russ)
6 P.J. Erbacher, Nuclear Engineering and Design, 103 (1), 55-64 (1987).
7 B.B. Tikhomirov, V.M. Poplavskiy, Influence of statistical characteristics of the bundle of fuel assemblies on the evaluation of the temperature regime of the active zone of a fast sodium reactor (Proseedings of Universities. Nuclear Power Engineering, 2014, no. 2), p.128-139. (in Russ)
8 M.D. Carelli, C.W. Bach, Transactions of the American Nuclear Society, 21 (1), 393-395 (1975).
9 I. Kuznetsov and V. Poplavskiy, The safety of NPP with fast neutron reactor (Moscow: IzDat., 2012), p.631. (in Russ).
10 V. Kumaev, A. Lebezov, V. Alexeev Development and application of MASKA-LM code for calculation of thermal
hydraulics and mass transfer of lead cooled fast reactors (Proc. 11th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-11). Avignon, France, 2005), p. 191/1-191/61.
11 A.P. Sorokin, A.A. Series: Nuclear reactor constants, 3, 142-162 (2018). (in Russ)
12 A.P. Sorokin, Kuzina A. Ju, A.I. Orlov, Series: Nuclear reactor constants, 3, 240-265 (2018). (in Russ).
13 A. Sorokin, Y. Kuzina and A. Orlov, Modeling of thermophysical processes in support new generation fast reactor projects with liquid metal heat carrier, Materialy konferencii, (Obninsk , 2018), p.11-13. (in Russ).
14 A.L. Sirotkina, I.I. Loschakov, Global Nuclear Safety, 1 (6), 67–77 (2013). (in Russ).
15 Yu.M. Semchenkov, Thermal engineering, 5, 2–9 (2011). (in Russ).
16 O. Baturin, N. Baturin and V. Matveev, Building computational models in the Gambit preprocessor of the universal software complex Fluent (Samara, 2010), p 166. (in Russ).
17 V. Levin, Nuclear physics and nuclear reactors (Moscow, Atomizdat, 1979), p 288. (in Russ).
18 P.Kirilov, Y.Yuriev and V.Bobkov, Handbook of Thermo-Hydraulic Calculations (Moscow, Energoatomizdat, 1990), p. 360. (in Russ).
19 A.Korotkikh and I.Shamanin, Thermalhydraulic processes in a nuclear reactor and the calculation of their basic parameters (Tomsk: TPU, 2008), p 108. (in Russ).
20 P. Kirilov and N. Deniskina, Thermophysical properties of liquid metal coolants (Мoscow, 2000), p 42. (in Russ).
21 V. Chirkin, Thermophysical properties of materials of nuclear engineering (Moscow: Atomizdat, 1968), p.356 (in Russ).
22 M. Ibragimov, V.Subbotin and P.Ushakov. Study of heat transfer in turbulent flow in pipes of liquid metals (Moscow, 1960), pp. 54–56. (in Russ).
23 ANSYS Fluent Tutorial Guide (Southpointe, 2013), p.1034.
24 N. Galin and P. Kirilov. Heat and mass transfer (in nuclear power) (Moscow, Energoatomizdat, 1987), p 376. (in Russ).
25 P. Ovchinnikov, L. Golubev, V. Dobrynin, V. Klochkov, V. Semenov, and V Tsybenko. Operating models of Pressurized water reactors (Мoscow: Atomizdat, 1977), p 280. (in Russ).
