ЧИСЛЕННОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ТЕПЛОГИДРАВЛИКИ ТВС РЕАКТОРОВ С БЛОКИРОВКАМИ

Ю. А. Кузина, А. П. Сорокин, А. В. Жуков

Аннотация


Рассматриваются расчетные программы по анализу теплогидравлики ТВС с блокировками проходного сечения под теплоноситель. Анализируются результаты расчета по этим программам, на основании чего делается вывод о наиболее важных расчетных кодах в рассматриваемой области. Результаты анализа иллюстрируются. Приводится обширная литература из мировой практики по теплогидравлике в ТВС с блокировками. Намечаются дальнейшие работы по совершенствованию расчетных кодов. Рис. 7, табл. 2, список лит. 65 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


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., Матюхин Н.М. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов: расчетные программы и практическое приложение. М.: Энергоатомиздат. 1991.

Жуков А.В., Сорокин А.П., Худаско В.В. Влияние теплогидравлических факторов на безопасность ТВС реакторов. Учебн. пособие ИАТЭ. Обнинск, 1990.

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.

Субботин В.И., Ибрагимов М.Х., Ушаков П.А. и др. Гидродинамика и теплообмен в атомных энергетических установках (основы расчета). М.: Атомиздат, 1975. 408 с.

Горчаков М.К., Кащеев В.М., Колмаков А.П. и др. Применение модели пористого тела к теплогидравлическим расчетам реакторов и теплообменников. — Теплофизика выс. темп., 1978, т. 14, № 4, с. 866—871.

Леончук М.П., Смирнова Н.С., Швецов Ю.Е. Расчет полей скорости и температуры в атомном реакторе с интегральной компоновкой. — Пром. теплотехника, 1984, № 6, с. 23—25.

Щербаков С.И. Расчет течения и температурных полей в проточных частях и конструктивных элементах теплотехнического оборудования: Препринт ФЭИ-1368, 1982.

Sha W. An overview on rod-bundle thermal-hydraulic analysis. — Nucl. Engng Design, 1980, v. 62, № 1—3, p. 1—24.

Rowe D. COBRA-3CA: a Digital Computer Program for Steady State and Transient Thermal-Hydraulic Analysis of Rood Bundle Nuclear Fuel Elements. BNWL-1965, 1973 (Отчет ИЯИ № UIY 6057-T, 1982, c. 55. Ржеж, ЧССР).

Sha W., Schmitt R., Huebotter P. Boundary value thermal hydraulic analysis of a reactor fuel bundle. — Nucl. Sci. Engng, 1978, v. 59, № 2, p. 140—160.

Weiss E., Markly R., Battacharyya A. Open duct cooling-concept for the radial blanket region of a fast reactor. — Ibid., 1971, v. 16, № 4, p. 375—386.

Miyaguchi K. Analysis of the flow temperature fields in locally blocked LMFBR fuel subassemblies. — In: IWGFR-29, IAEA, 1979, p. 152—163.

Miyaguchi K. Analytical studies on local flow blockages in LMFBR subassemblies, using the UZU code. — Nucl. Engng Design, 1980, v. 62, № 1—3, p. 25—38.

Arai M., Hirate N. Analysis of the central blockage wake in an LMFBR subassembly. — Ibid., 1976, v. 45, № 1, p. 127—132.

Dearing J. Calculated vs experimental temperature distribution behind six — channel central blockage. — Trans. ANS, 1977, v. 27, p. 566—567.

Ninokata H., Konomura M. Thermohydraulics analysis of local subassembly accidents in liquid metal cooled fast breeder reactors. — In: Proc. Intern. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulic NURETH-5 «Towards the Next Generation of Nuclear Power Reactors», Sept. 21—24, 1992, USA, v. VI, p. 1537—1545.

Chelemer H. Thermal hydraulic analysis method for rod bundle cores. — Nucl. Engng Design, 1977, v. 41, № 2, p. 219—230.

Sha W., Domanus H., Schmitt R. Some numerical results obtained from the single version of COMMIX code. — In: IWGFR-29, IAEA, 1979, p. 107—131.

Menant B., Basque G., Grand D. Theoretical analysis and experimental evidence of thermohydraulic incoherency in indisturber cluster geometry. — Ibid., p. 134—151.

Siegmann E., Gilbortson J. Assessment of local blockages in carbide assemblies. — Trans. ANS, 1975, v. 21, p. 315.

Горчаков M.K., Колмаков А.П., Юрьев Ю.С. Анизотропия коэффициента трения в пористых телах, состоящих из пучков стержней: Препринт ФЭИ-446, 1973.

Веремеев А.А., Кумаев В.Я., Леончук М.П. Расчет пространственного течения теплоносителя и температур в твэльных сборках на основе поячеечного подхода: Препринт ФЭИ-1789, 1986.

Корсун А.С., Витрук С.Г., Ушаков П.А., Габрианович Б.Н. Верификация гидродинамического модуля программного комплекса THEHYCO-3DT. Тезисы докл. IX семинара по проблемам физики реакторов «Волга-95». М., МИФИ, 1995, т. 2, с. 165—167.

Itoh K., Satoh K., Endo H., Hashiguchi Y. Basis study on local blockage in FBR fuel subassembly. — In: Proc. Intern. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulic NURETH 5 «Towards the Next Generation of Nuclear Power Reactors», Sept. 21—24, 1992, USA, v. VI, p. 1529—1536.

Kirsch D. Investigations on the flow and temperature subassemblies. — Nucl. Engng Design, 1975, v. 31, № 2, p. 266—279.

Ohtsubo A., Ukuwashi S. Stagnat fluid due to local flow blockage. — Nucl. Sci. Technol., 1972, v. 9, № 7, p. 433—434.

Ichu M., Chawla T. A thermal analysis of hot spots on fast reactor fuel cladding due to deposition of low conductivity materials. — Nucl. Sci. Engng, 1975, v. 56, p. 188—196.

Smidt D., Schleisiek K. Fast breeder safety against propagation of local failures. — Nucl. Engng Design, 1977, v. 40, № 3, p. 393—402.

Жуков A.B., Сорокин А.П., Кириллов П.Л. и др. Методические указания и рекомендации по теплогидравлическому расчету активных зон быстрых реакторов. РТМ 1604.008-88. ГКАЭ, изд. ФЭИ, 1989.

Жуков А.В., Сорокин А.П., Матюхин Н.М. Исследование полей скорости и температуры в тепловыделяющих сборках реакторов с частичной блокировкой проходного сечения. — В сб.: Теплофизика-98, Обнинск, 26—29 мая 1998 г., т. 1, с. 115—131.

Жуков А.В., Матюхин Н.М., Сорокин А.П. Теплогидравлические характеристики модельных ТВС реакторов при частичной блокировке проходного сечения (твэлы с проволочными навивками). — Ядерная энергетика. Изв. высш. учебн. заведений, 1997, № 5, с. 65—73.

Жуков А.В., Матюхин Н.М., Сорокин А.П. Экспериментальные и расчетные исследования полей скорости и температуры в модельных ТВС быстрых реакторов с дистанционированием твэлов проволочной навивкой при частичной блокировке проходного сечения. Тезисы докл. V Международной конф. «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, ИАТЭ, 1998, с. 10—12.

Жуков А.В., Сорокин А.П., Матюхин Н.М. Теплогидравлические характеристики ТВС реакторов при частичной блокировке проходного сечения. — Атомная энергия, 1998, т. 85, вып. 3, с. 201—211.

Zhukov A.V., Sorokin А.Р. Numerical simulation of fuel assembly thermohydraulics of fast reactors with the partial blockage of cross section under the coolant. Lecture on the IAEA Techn. Com. Meeting «Methods and Codes for Thermohydraulics Calculations of the FBR Fuel Elements, Subassemblies and Cores», Obninsk, IPPE, 27—31 July 1998.

Nelson P., Neil C. Initial-value methods in a simplified subchannel analysis of flow — blockages problems. — Trans. ANS, 1980, v. 34, p. 294—295.

Nelson P., Neil C. Initial-value methods in a simplified subchannel analysis of flow — blockages problems. — Nucl. Sci. Engng, 1980, v. 76, p. 366—370.

Brown W., Khan E., Todreas N. Prediction of cross flow due to coolant channel blockages. — Ibid., 1975, v. 57, № 2, p. 164—174.

Lin E., Sha W. Triangular edge — subchannel wire-wrap function for flow blockage analysis. — Trans. ANS, 1978, v. 30, p. 529—530.

Lin E., Sha W. Thermal-hydraulic analysis of a wire-wrapped 19-rod bundle with edge blockage. — Ibid., v. 28, p. 539—540.

Wantland J. e.a. Duct wall temperature due to a heated — zone edge blockage in a sodium — cooled 19-rod bundle. — Ibid., 1977, v. 19, № 1, p. 245—246.

Жуков A.B., Котовский H.A., Кудрявцева Л.К. и др. Межканальное тепловое взаимодействие в пучках гладких стержней, обтекаемых жидкими металлами: Препринт ФЭИ-757, 1977.

Жуков А.В., Свириденко Е.Я., Матюхин Н.М. и др. Поля скоростей в твэльных сборках быстрых реакторов при изменении геометрии периферийных зон. — В кн.: Теплофизические исследования. М., изд. ВИМИ, 1977, с. 77.

Жуков А.В., Матюхин Н.М., Свириденко Е.Я. и др. Исследование межканального перемешивания в решетках стержней с малыми относительными шагами и обобщение фактического материала для систем с дистанционирующими проволочными навивками: Препринт ФЭИ-799, 1977.

Жуков А.В., Сорокин А.П., Матюхин Н.М. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов: теоретические основы и физика процесса. М.: Энергоатомиздат, 1989.

Rowe D. Experimental Study of Flow and Pressure in Rod Bundle Subchannels Containing Blockages. BNWL-1771, 1973 (Отчет ИЯИ № UIY 6057-T, 1982, c. 39. Ржеж, ЧССР).

Greer J., Bates J., Sutey A. Turbulent flow in a model nuclear fuel rod bundle containing partial flow blockages. — Nucl. Engng Design, 1978, v. 52, № 1, p. 15—33.

Rowe D., Angle C. Experimental study of mixing between rod bundle fuel element flow channels during boiling. — Trans. ANS, 1967, v. 10, p. 655.

Жуков A.B., Сорокин А.П., Титов П.А., Ушаков П.А. Анализ гидравлического сопротивления пучков твэлов быстрых реакторов. — Атомная энергия, 1986, т. 60, вып. 5, с. 317—321.

Nakamura H., Miyaguchi K., Tarahashi J. Hydraulic simulation experiments with simulated LMFBR subassemblies under nominal and non-nominal operating conditions. — In: IWGFR-29, IAEA, 1979, p. 58—75.

Hubler F., Peppier W. Summary and Implications of Ont-of-Pile Investigations of Local Cooling Disturbances in LMFBR Subassembly Geometry under Single Phase and Boiling Conditions. KfK 3927. May 1985. Institute für Reaktorentwicklung Projekt Schneller Briter Kemforschungscentrum Karlsruhe. 53. Specification of Liquid Metal Boiling Working Group Benchmark Calculation. Winfrith Technology Center. Dorchester, 1989.

Specification of Liquid Metal Boiling Working Group Benchmark Calculation. Winfrith Technology Center. Dorchester, 1989.

Ninokata H., Deguchi A. Subchannel thermalhydraulic code ASFRE for analysis of single phase flow in fast reactor elements and its application to local blockage experiments. — In: Proc. 14-th Liquid Metal Boiling Working Group Meeting, Brasimone, Italy, 16—18 April, 1991.

Владимирова Л.И., Колмаков А.П., Юрьев Ю.С. Расчет сложного продольно-поперечного течения жидкости в активных зонах реакторов и теплообменниках на основе модели анизотропного пористого тела. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Реакторостроение, 1977, вып. 4 (18), с. 17—20.

Колмаков А.П. Расчет поля скорости, давления и температуры теплоносителя за блокадой в кассете твэлов: Препринт ФЭИ-930, 1979.

Ушаков П.А., Юрьев Ю.С., Колмаков А.П. Поля скорости, давления и температуры в кассетах твэлов быстрых реакторов при блокировке проходного сечения. — В сб.: Тепломассообмен VI. Минск, ИТМО АН БССР, 1980, т. 8, с. 173—180.

Greef C. Temperature fluctuations: an assessment of their use in the detection of fast reactor coolant blockages. — Nucl. Engng Design, 1979, v. 52, № 1, p. 35—55.

Кумаев В.Я., Леончук М.П., Дворцова Л.И. Методика численного расчета трехмерных течений теплоносителя в пучках стержней: Препринт ФЭИ-1733, 1985.

Леончук М.П., Сивак З.В. Неявный метод решения трехмерного уравнения Навье—Стокса для вязкой несжимаемой жидкости: Препринт ФЭИ-1325, 1982.

Nakamura H., Miyaguchi K., Takahashi J. Hydraulic simulation of local blockage in a LMFBR fuel subassembly. — Nucl. Engng Design, 1980, v. 62, № 1—3, p. 323—333.

Жуков A.B., Матюхин H.M., Рымкевич K.C. Влияние блокировки проходного сечения модельной сборки кассеты твэлов быстрого реактора на распределение скорости теплоносителя: Препринт ФЭИ-1479, 1982.

Dunn F., Malloy D., Mohr O. Computer code abstract. Liquid-metal-cooled reactor thermal-hydraulic calculations in the United States. — Nucl. Sci. Engng, 1988, v. 100, p. 558—563.

Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). М.: Энергоатомиздат, 1984.

Сорокин Г.А., Жуков А.В., Авдеев Е.Ф., Сорокин А.П. Моделирование теплогидравлических процессов в тепловыделяющих сборках быстрых реакторов с учетом влияния кипения, деформации и других факторов: Препринт ФЭИ-2749, 1998.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.