Двумерный теплогидравлический модуль интегрального кода СОКРАТ-БН: математическая модель и результаты расчетов

Э. В. Усов, М. Е. Кузнецова, Н. А. Прибатурин, Р. В. Чалый, Н. И. Рыжов, А. Е. Киселев

Аннотация


Представлены описание двумерной модели и результаты расчетов теплогидравлического модуля кода СОКРАТ-БН. Теплогидравлическая модель основана на решении двумерных уравнений с использованием эмпирических корреляций для определения интенсивности турбулентного обмена массой, энергией и импульсом в радиальном направлении. Были рассчитаны эксперименты, проведенные в 19- и 37-стержневых сборках на стенде Siena в Японии и в 37-стержневой сборке на стенде KNS в Германии. Средние отклонения расчетных значений не превышают 10%. Рис. 7, список лит. 13 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Кудашов И.Г., Семенов В.Н., Фокин А. Л. и др. Моделирование процессов кипения натрия в одномерном двухжидкостном приближении с помощью кода СОКРАТ-БН. - Атомная энергия, 2011, т. 111, вып. 3, с. 137-139.

Кудашов И.Г., Усов Э.В., Бутов А. А. и др. Модели теплообмена кода СОКРАТ-БН для расчета кипения натрия в каналах разной геометрии. - Там же, 2014, т. 117, вып. 5, с. 261-265.

Жуков А.В., Кириллов П. Л., Матюхин Н.М. и др. Теплогидравлический расчет ТВС быстрых реакторов с жидкометаллическим охлаждением. М.: Энергоатомиздат, 1986. 160 с.

Pedras M., de Lemos M. Computation of turbulent flow in porous media using a Low-Reynolds model and an infinite array of transversally displaced elliptic rods. - Numerical Heat Transfer, A, 2003, v. 43, p. 585-602.

No H., Kazimi M. An investigation of the physical foundations of two-fluid representation of sodium boiling in the liquid-metal fast breeder reactor. - Nucl. Sci. Engng, 1987, v. 97, p. 327-343.

Yamano H., Fujita S., Tobita Y. e.a. SIMMER-III: a Computer Program for LMFR Core Disruptive Accident Analysis. Vers. 3. A Model Summary and Program Description. JNC TN 9400 2003-071, August 2003.

Ашурко Ю.М., Волков А.В., Раскач К.Ф. Разработка программных модулей для расчета запроектных аварий в быстрых реакторах с учетом пространственно-временной кинетики. - Атомная энергия, 2013, т. 114, вып. 2, c. 63-67.

Жуков А.В., Сорокин А.П., Матюхин Н.М. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов. Теоретические основы и физика процесса. М.: Энергоатомиздат, 1989. 130 с.

Жуков А.В., Сорокин А.П., Матюхин Н.М. Межка-нальный обмен в ТВС быстрых реакторов. Расчетные программы и практическое приложение. М.: Энергоатомиздат, 1991. 226 с.

Кириллов П.Л., Бобков В.П., Жуков А.В., Юрьев Ю.С. Справочник по теплогидравлическим расчетам в ядерной энергетике. М.: ИздАт, 2010.

Kikuchi Y., Haga K. Sodium boiling experiments in a 19-pin bundle under loss-of-flow conditions. - Nucl. Engng Design, 1981, v. 66, p. 357-366.

Haga K. Loss-of-flow experiment in a 37-pin bundle LMFBR fuel assembly simulator. - Ibid., 1984, v. 82, p. 305-318.

Huber F., Kaiser A., Mattes K., Peppler W. Steady state and transient sodium boiling experiments in a 37-pin bundle. - Ibid., 1987, v. 100, p. 377-386.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.