Моделирование теплофизических процессов в ядерном реакторе на быстрых нейтронах

Аңдатпа

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.