Теплогидравлическое моделирование в обоснование активных зон реакторов типа БРЕСТ
Базу экспериментальных исследований составили модельные сборки имитаторов твэлов, разработанные и изготовленные с учетом теплового моделирования твэлов реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО, которое осуществлялось достаточно строго (хорошо моделируемая композиция твэлов) при равенстве параметра эквивалентной теплопроводности твэлов и имитаторов с точностью 5 — 10%. Тепловые измерения проводились с использованием… Читать ещё >
Содержание
- Слисок условных обозначений
1. Сведения о реакторах типа БРЕСТ, необходимые для их теплогидравлического обоснования. Сопоставление изучаемых проблем для реакторов типа БРЕСТ (свинцовый теплоноситель) и БН (натриевый теплоноситель).
1.1. Краткие сведения по основным узлам реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО для выявления задач по теплогидравлическому обоснованию реактора).
1.2. Сведения об активной зоне и ее ТВС.
1.2.1. Некоторые параметры сборок твэлов активной зоны реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО.
1.2.2. Обоснование некоторых теплогидравлических оценок по реактору БРЕСТ-ОД-ЗОО.
1.3. Теплогидравлические особенности в реакторе БРЕСТ-ОД-ЗОО в сравнении с натриевыми реакторами.
Выводы к главе 1.
2. Модельные теплогидравлические сборки и техника эксперимента.
2.1. Однородные модельные сборки.
2.2. Конструкции модельных сборок для изучения теплогидравлических неоднородностей.
2.3. Тепловое моделирование твэлов реакторов типа БРЕСТ.
Имитаторы твэлов.
2.4. Конструкция дистанционирующих решеток.:.
2.5. Измерение температур в моделях.
2.6. Жидкометаллический стенд 6-Б.
2.7. Методика проведения экспериментов.
2.8. Обработка экспериментальных данных.
Выводы к главе 2.
3. Результаты экспериментальных исследований температурных полей и теплоотдачи для решеток твэлов реакторов типа БРЕСТ.
3.1. Начальные тепловые участки и переменное энерговыделение.
3.2. Теплоотдача и температурные поля в стабилизированной области теплообмена.
3.2.1. Твэлы без дистанционирующих решеток.
3.2.2. Твэлы с дистанционирующими решетками.
3.3. Поля температуры и теплоотдача твэлов в неоднородных тепловых геометрических условиях (граница подзон с разными диаметрами и энерговыделениями твэлов).
3.3.1. Неоднородная сборка с одной дистанционирующей решеткой.
3.3.2. Неоднородная сборка с двумя дистанционирующими решетками.
3.4. Точность экспериментальных данных.
Выводы к главе 3.
4. Поля скоростей в модельных сборках реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО.
4.1. Постановка задачи.
4.2. Метод измерения скоростей в модельных сборках.
4.3. Результаты измерений скоростей для активной зоны реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО.
4.3.1. Сборка гладких имитаторов твэлов.
4.3.2. Сборка с одной дистанционирующей решеткой.
4.3.3. Сборка с двумя дистанционирующими решетками.
4.3.4. Сборка с имитатором элемента СУЗ.
Выводы к главе 4.
5. Расчетные исследования для ТВС реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО с использованием поканальной методики. КодТИГР-БРС.
5.1. Основные характеристики расчетного кода ТИГР-БРС.
5.2. Исходные уравнения, расчетные формулы.
5.2.1. Уравнение баланса массы. т 5.2.2. Уравнение баланса энергии.
5.2.3. Уравнение сохранения импульса.
5.3. Замыкающие зависимости.
5.4. Нестационарная задача теплопроводности твэла как составляющая кода ТИГР-БРС.
5.5. Результаты расчетов и их сравнение с экспериментальными данными.
5.5.1. Расчеты для однородных условий в ТВС.
5.5.2. Расчеты для неоднородных тепловых условий в ТВС.
5.5.3. Расчеты для неоднородных тепловых и геометрических условий в ТВС.
Выводы к главе 5.
Список литературы
- Стратегия развития атомной энергетики в первой половине XXI в. Основные положения. Министерство Российской Федерации по атомной энергии, М., 2000.
- Лейпунский А.И., Казачковский О. Д., Африкантов И. И. Реакторы на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением. // Proc. of Third Internat. Conf. on Peaceful Uses of At. Ener. N.-Y., 1965, v.5, p.45.
- Лейпунский А.И., Африкантов И. И., Головнин И. С. и др. Атомная электростанция с реактором БН-600 Атомная энергия, 1968, т.25, вып.6, с. 403 — 408.
- Методические указания и рекомендации по теплогидравлическому расчетуактивных зон быстрых реакторов/ Под ред. А. В. Жукова и А. П. Сорокина. РТМ1604.008−88 / Гос. Комитет СССР по использованию атомной энергии. М.: Изд. ОНТИ ФЭИ, 1989.
- Жуков А.В., Сорокин А. П., Матюхин Н. М. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов: расчетные программы и практическое приложение. М.: Энергоатомиздат, 1991.
- Nuclear Power of the Coming Century and Requirements to the Nuclear Technology / щ V. Orlov, V. Leonov, A. Sila-Novitski, V. Smirnov, V. Tsikunov, A. Filin -Ibid., p. 11−24.
- Громов Б.Ф., Орлов Ю. И., Мартынов П. Н., Гулевский В. А. Проблемы технологии тяжелых жидкометаллических теплоносителей (свинец висмут, щ, свинец) Ibid., с.92−106.
- Использование технологии судовых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем в гражданской ядерной энергетике России / Тошинский Г. И., Громов Б. Ф., Читайкин В. И., Зродников А. В. Дедуль А.В., Григорьев О.Г.-Ibid., с. 44 51.
- Тошинский Г. И. Концепция быстрого реактора с жидкометаллическим теплоносителем с топливным самообеспечением. Ibid, т. 2, с. 382 -390.
- Белая книга ядерной энергетики / Под ред. Е. О. Адамова / М., НИКИЭТ, 1998.
- Filin A.I. Current Status and Plans for Development of NPP with BREST reactors // Internat. Seminar «Cost Competitive, Proliferation Resistant, Inherently and
- Ecologically Safe Fast Reactor and Fuel Cycle for Large Scale Power», Ministry of
- Russian Federation for Atomic Energy, M., 2000, p.40 41.
- Gabaraev B.A., Filin A.I. Development of a BREST-OD-300 NPP with an On-site 4} Fuel Cycle for the Beloyarsk NPP Implementation of the Initiative by Russian
- Federation President V.V.Putin // Ibid № ICONE11−36 410
- Requirements to the Core of BREST-type Reactors / Borisov O.M., Orlov V.V., Naumov V.V., Sila-Novitskij A.G., Smirnov V.S., Filin A.I., Tsikunov V.S. Ibid., p. 119−128.
- Smirnov V.S., Dolgov Yu.A., Kogut V.A., Tyukov V.V. Severe Accidents Analysis For BREST Reactor Ibid., p. 197 — 218.
- Lead Coolant as a Natural Safety Component / Orlov V.V., Leonov V.N., Sila-Ф Novitskij A.G., Smirnov V.S., Filin A.I., Tsikunov V.S. Ibid., p. 112 — 118.
- Жуков A.B., Сорокин А. П., Кузина Ю. А. Естественная конвекция как способ пассивного отвода остаточного энерговыделения при аварийном расхолаживании быстрых реакторов: концепции и результаты исследований. Отчет о НИР ФЭИ, инв. № 9914, Обнинск, 1998.
- Жуков А.В., Кузина Ю. А. Отвод остаточного энерговыделения при аварийном расхолаживании быстрых реакторов: концепции и результаты исследований.
- Зарубежные исследования. / Учебное пособие по курсу «Специальные вопросытепломассообмена в активных зонах реакторов и в оборудовании ЯЭУ». -Филиал кафедры Э и ОЯЭУ в ГНЦ РФ ФЭИ. Обнинск: ОНТИ ФЭИ, 1998, Ч. 1.
- Zhukov А.V., Kuzina Yu.A., Ukhov V.A., Sorokin G.A. Natural Convection as the Way of Heat Removal from Fast Reactor Core at Cooldown Regimes // IAEA-TECDOC-1157, LMFR Core Thermohydraulics: Status and Prospects, Vienna, 2000, p. 403−434.
- Жуков A.B., Сорокин А. П., Кузина Ю. А., Смирнов В. П. Обобщение результатов исследований по температурным полям и теплоотдаче для активных зон быстрых реакторов со свинцовым охлаждением. Отчет о НИР ФЭИ, инв. № 10 205, Обнинск, 1999.
- Кузина Ю.А., Смирнов В. П., Жуков А. В., Сорокин А. П. Исследование на модельных ТВС температурных полей и теплоотдачи для быстрого реактора со свинцовым охлаждением //Сб. научных трудов Научной Сессии МИФИ-2000, М.: МИФИ, 2000. Т. 8, с. 108 110.
- Heat Transfer and Temperature Fields in the Core of Fast BREST Reactor With Lead
- Experimental and Computational Study on Core Thermohydraulics of BREST-type Fast Reactors (Lead Cooling) / Efanov A.D., Zhukov A.V., Kuzina Yu.A., Sorokinц> A.P., Smirnov V.P., Sila-Novitsky A.G. // Internat. Seminar «Cost Competitive,
- Proliferation Resistant, Inherently and Ecologically Safe Fast Reactor and Fuel Cycle for Large Scale Power», Ministry of Russian Federation for Atomic Energy, M., 2000, p.164- 179.
- Субботин В.И., Ибрагимов M. X., Ушаков П. А. и др. Гидродинамика и теплообмен в атомных энергетических установках (основы расчета). М.: Атомиздат, 1975.
- Ушаков П.А. Приближенное тепловое моделирование цилиндрических тепловыделяющих элементов В сб.: Жидкие металлы. М., Атомиздат, 1967, с.137−140.
- Жуков А.В., Сорокин А. П., Кузина Ю. А., Смирнов В. П. Температурные поля итеплоотдача в активных зонах быстрых реакторов с охлаждением свинцом // Сб. тезисов докладов на 10-й ежегодной конференции Ядерного Общества России,
- Обнинск: ОНТИ ФЭИ, 1999. С. 86 87.
- Каталог стендов, реакторов нулевой мощности и других экспериментальных установок. Изд СЭВ, КНТС-2, 1978, с. 20 22.
- Теплофизические свойства металлических теплоносителей, ФЭИ, ЗРТМ5−1, 1964, с. 15.
- Чиркин B.C. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. М.: Атомиздат, 1968.
- Сидельников В.Н., Жуков А. В. Расчет температурных полей на начальном участке решеток твэлов и анализ влияния переменного энерговыделения (плоское течение теплоносителя). Препринт ФЭИ 414, Обнинск, 1973.
- Жуков А.В., Сидельников В. Н., Титов П. А. Расчет температурных полей на начальном участке решеток твэлов (ламинарное течение). Препринт ФЭИ 491, Обнинск, 1974.
- Жуков А.В., Кириллова Г. П. Расчет температурных полей на начальном участке решеток твэлов, обтекаемых турбулентным потоком жидкометаллического теплоносителя. Препринт ФЭИ 715, Обнинск, 1976.
- Жуков А.В., Сорокин А. П., Папандин М.В, Смирнов В. П. Влияние переменного энерговыделения на коэффициент теплоотдачи в квадратных решетках. -Атомная энергия, 1993, т.74, вып. 3, с. 194 199.
- Минашин В.Е., Шолохов А. А., Грибанов Ю. И. Расчет температуры в активной зоне реактора при произвольном законе тепловыделения по высоте активной зоны. Атомная энергия, 1967, т. 22, вып. 5, с. 362 — 366.
- Ушаков П.А., Сорокин А. П. Анализ применения обобщенного интеграла Дюамеля для расчета температурного поля твэлов реактора. ТВТ, 1978, т. 16, № 4, с. 787 — 790.
- Губарев В.А., Трофимов А. С. Определение температурного напора стенка -жидкость при тепловом расчете реактора. Атомная энергия, 1974, т.37, вып. 3, с. 251.
- Экспериментальное изучение на моделях теплообмена в активной зоне реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО с свинцовым охлаждением / Жуков А. В., Кузина Ю. А., Сорокин А. П., Леонов В. Н., Смирнов В. П., Сила-Новицкий А. Г. Теплоэнергетика, 2002, № 3,с.2- 10.
- Zhukov А.V., Sorokin А.Р., Smirnov V.P., Papandin M.V. Heat Transfer in Lead-Cooled Fast Reactor (LCFR) // Proc. of ARS'94 Int. Top. Meet, on Advanced Reactors Safety, Pittsburg, PA, USA, April 17−21, 1994, v. l, p.66 69.
- Жуков A.B., Сорокин А. П., Титов П. А., Ушаков П. А. Проблемы теплогидравлики в реакторах, охлаждаемых свинцом. Атомная энергия, 1992, т. 72, вып. 2, с. 142- 151.
- Жуков А.В., Кириллов П. Л., Матюхин Н. М. и др. Теплогидравлический расчет ТВС быстрых реакторов с жидкометаллическим охлаждением. М.: Энергоатомиздат, 1985.
- Жуков А.В., Сорокин А. П., Кириллов П. Л. и др. Методические указания и рекомендации по теплогидравлическому расчету активных зон быстрыхреакторов. РТМ 1604.008−88. Комитет СССР по использованию атомной энергии, М.: Изд. ОНТИ ФЭИ, 1988.
- Dwyer О.Е., Tu P. S. Analytical Study of Heat Transfer Rates for Parallel Flow of Liquid Metals through Tube Bundles. Pt I. Chemical Engineering Progress, Symposium Series, 1960, v.56, № 30, p. 183.
- Жуков A.B., Субботин В. И., Ушаков П. А. Теплообмен при продольном обтекании жидким металлом раздвинутых пучков стержней. В сб.: Жидкие металлы. М., Атомиздат, 1967, с. 149.
- Кузина Ю.А., Сила-Новицкий А.Г. Модельные эксперименты и расчеты (код ТИГР-БРС) по изучению полей температуры и скорости в активных зонахреакторов с тяжелым теплоносителем Теплоэнергетика, 2002, № 11, с 71 — 80.
- Теплообмен и температурные поля в активной зоне реактора БРЕСТ на быстрых нейтронах со свинцовым охлаждением / Кузина Ю. А., Жуков А. В., Сорокин А. П., Филин А. И., Смирнов В. П., Леонов В. Н., Сила-Новицкий А. Г. Ядерная энергетика, № 4,2002 г., с. 91 — 99.
- Экспериментальное изучение коэффициентов теплоотдачи на границе подзон с разными энерговыделениями твэлов применительно к активной зоне реактора
- Кузина Ю.А., Жуков А. В., Орехов М. В. и др. Температурные поля твэлов в активной зоне реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО (эксперименты на моделях). // Сб. научных трудов Научной Сессии МИФИ-2002, М.: МИФИ, 2002. Т.8, с. 48 49.
- Субботин В.И., Ушаков П. А., Жуков А. В. и др. Температурные поля тепловыделяющих элементов активных зон реакторов с жидкометаллическим охлаждением. -Атомная энергия, 1967, т. 22, вып. 5, с. 372 378.
- Ушаков П.А. Исследования гидродинамики и теплообмена для реакторов, охлаждаемых сплавом свинец-висмут // Сб. «Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях», т.2, ФЭИ, Обнинск, 1999, с. 657 673.
- Кривцов В.А., Харитонов Н. П. Микротермопары для точных измерений температуры. Ленинградская организация общества «Знание» РСФСР, Ленинградский дом научно-технической пропаганды, Ленинград, 1966, 37 с.
- Минашин В.Е., Субботин В. И., Ушаков П. А., Шолохов А. А., Применение микротермопар в исследовании теплоотдачи // Вопросы теплообмена, АН СССР, 1959, с. 193 199.
- Боришанский В.М., Фирсова Э. В. Теплоотдача при продольном обтекании пучка труб металлическим натрием. Атомная энергия, 1963, т. 14, вып. 6, с. 504.
- Боришанский В.М., Готовский М. А., Фирсова Э. В. Теплоотдача к жидким металлам в продольно омываемых пучках стержней. Атомная энергия, 1969, т. 27, вып. 6, с. 549−551.
- Maresca M.W., Dwyer О.Е. Heat transfer to mercury flowing in-line through a bundle of circular rods J. Heat Transfer, Trans. ASME, ser. C, 1964, vol. 89, p. 180−186.
- Nimmo В., Dwyer O.E. Heat transfer to mercury flowing in-line through a rod bundle J. Heat Transfer, Trans. ASME, ser. C, 1965, vol. 87, p.312.
- Kalish S., Dwyer O.E. Heat transfer to NaK flowing through unbaffled rod bundles -Intern. J. Heat Mass Transfer, 1967, vol. 10, p. 1533.
- Graber H., Rieger M., Experimentelle Untersuchung des Warmeiibergangs an Flussigmetalle (NaK) in parallel durchstromten Rohrbtindeln bei konstanter und expo-nentieller Warmeflupdichteverteilung Atomkernenergie, 1972, Bd 19, N1, S.23.
- M6ller R., Tchoke H. Steady-State Local Temperature Fields with Turbulent Liquid Sodium Flow in Nominal Disturbed Bundle Geometries with Spacer Grids, Nucl. Eng. And Design, 1980, vol. 62, # 1 3.
- Шульц В. Экспериментальное исследование температурных полей в кассете быстрого реактора с поврежденной геометрией пучка Ibid., с. 159.
- Гольба B.C., Авдеев Е. Ф. и др. Расчет температурных полей и обработка экспериментов, проведенных на модельной ТВС реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО, иполучение базовых констант// Отчет о НИР ГНЦ РФ-ФЭИ, инв. № 11 140, Обнинск, 2002.
- Жуков А.В., Сорокин А. П., Матюхин Н. М. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1989.
- Субботин В.И., Ибрагимов М. Х., Логинов Н. И. измерение скорости и температуры жидкометаллического теплоносителя Атомная энергия, 1968, т. 25, вып. 2.
- Жуков А.В., Свириденко Е. Я., Матюхин Н. М. и др. Измерение локальных гидродинамических характеристик межканального взаимодействия в кассетах твэлов быстрых реакторов. Препринт ФЭИ 665. Обнинск: ОНТИ ФЭИ, 1976.
- Михин В.И., Жуков А. В., Ушаков П. А. Некоторые вопросы теоретического обоснования магнитного метода измерения скоростей в каналах сложной формы. Препринт ФЭИ 1816. Обнинск, ОНТИ ФЭИ, 1986.
- Измерение полей скорости на модельных ТВС для активной зоны реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО / Жуков А. В., Сорокин А. П., Мальков В. Л., Рымкевич К. С., Кузина Ю. А., Смирнов В. П., Леонов В. Н., Сила-Новицкий А. Г. Отчет о НИР ФЭИ, инв. № 10 918, Обнинск, 2001.
- Результаты измерений полей скорости электромагнитным методом в модельных сборках реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО / Кузина Ю. А., Жуков А. В., Сорокин А. П., Леонов В. Н., Сила-Новицкий А.Г., Смирнов В. П. Ядерная энергетика, № 1, 2003, с. 77−88.
- Deissler R.J., Taylor M.F. Analysis of Axial Turbulent Flow and Heat Transfer through Banks of Rods or Tubes // Proc. of Reactor Heat Transfer Conference, TJD7529 (pt-1), Book 2, N.Y., 1956. P. 416 461.
- Субботин В.И., Ушаков П. А., Левченко Ю. Д. и др. Поле скоростей турбулентного потока жидкости при продольном обтекании пучков стержней. Препринт ФЭИ 198. Обнинск: ОНТИ ФЭИ, 1970.
- Eifler W., Nijsing R. Experimental Investigation of Velocity Distribution and Flow Resistance in a Triangular Array of Parallel Rods // Nucl. Engng. and Design. 1967. Vol.5, № 1.
- Субботин В.И., Ушаков П. А. Расчет гидравлических характеристик пучков стержней. В кн.: Моделирование термодинамических явлений в активной зоне быстрых реакторов. Збраслав (ЧССР): ОНТИ ЧСКАЭ, 1971, с. 44.
- Жуков А.В., Корниенко Ю. Н., Сорокин А. П. и др. Методы расчета сборок твэлов с учетом межканального взаимодействия теплоносителя. Аналитический обзор ФЭИ. ОБ-107, 1990.
- Жуков А.В., Сорокин А. П., Ушаков П. А. и др. Поканальный теплогидравлический расчет сборок твэлов ядерных реакторов. Атомная энергия, 1981, т.51, вып.5, с.307−311.
- Горчаков М.К., Кащеев В. М., Колмаков А. П. и др. Применение модели пористого тела к теплогидравлическим расчетам реакторов и теплообменников. ТВТ, 1978, т. 14, № 4, с. 866 — 871.
- Колмаков А.П., Юрьев Ю. С. Применение модели пористого тела для расчета поля скоростей и температур в активной зоне. Препринт ФЭИ 249, Обнинск: ОНТИ ФЭИ, 1971.
- Sha W. An overview on rod-bundle thermal-hydraulic analysis. Nucl. Engng Design, 1980, v. 62, p. 1−24.
- Жуков A.B., Сорокин А. П., Ушаков П. А. и др. Поканальный теплогидравлический расчет сборок твэлов ядерных реакторов Атомная энергия, 1981. Т. 51, вып. 5.
- Кузина Ю.А., Сорокин А. П., Жуков А. В. Численное моделирование теплогидравлики ТВС реакторов с блокировками. Атомная энергия, 1999. Т. 87, вып. 5, с. 342−356.
- Кузина Ю.А., Смирнов В. П., Сорокин А. П. Расчетные исследования для теплогидравлического обоснования активной зоны реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО // Сб. научных трудов Научной Сессии МИФИ-2002, М.: МИФИ, 2002. Т.8, с. 44 45.
- Самарский А.А. Теория разностных схем. М.: Наука, 1977, 640 с.