МОДЕЛИ ТЕПЛООБМЕНА КОДА СОКРАТ-БН ДЛЯ РАСЧЕТА КИПЕНИЯ НАТРИЯ В КАНАЛАХ РАЗНОЙ ГЕОМЕТРИИ

И. Г. Кудашов, Э. В. Усов, А. А. Бутов, И. С. Вожаков, Н. А. Прибатурин, С. И. Лежнин, М. Е. Кузнецова, Ю. Ю. Виноградова, Р. В. Чалый, В. Н. Семенов, А. Л. Фокин, Н. И. Рыжов

Аннотация


В работе представлены модели теплообменника кода СОКРАТ-БН, используемые для расчета задач с кипением натрия в каналах различной геометрии. Приведены результаты моделирования различных экспериментов по кипению жидкометаллического теплоносителя. Получено хорошее совпадение расчета с помощью кода СОКРАТ-БН с экспериментами по стационарному и нестационарному кипению натрия. Показано, что с помощью теплогидравлического модуля программного кода СОКРАТ-БН можно корректно рассчитывать процессы теплогидравлики в реакторных установках при проектных и запроектных авариях.

Полный текст:

PDF

Литература


Кудашов И.Г., Чалый Р.В., Усов Э.В. и др. Моделирование процессов кипения натрия в одномерном двухжидкостном приближении кодом СОКРАТ-БН. - Атомная энергия, 2011, т. 111, вып. 3, с. 137-139.

Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П. Справочник по теплогидравлическим расчетам. М.: Энергоатомиздат, 1990.

Жуков А.В., Кириллов П. Л., Матюхин Н.М. Теплогидравлический расчет ТВС быстрых реакторов с жидкометаллическим охлаждением. М.: Энергоатомиздат, 1985.

Субботин В.И., Сорокин Д.К., Овечкин Д.М., Кудрявцев А.П. Теплообмен при кипении металлов в условиях естественной конвекции. М.: Наука, 1969.

Зейгарник Ю.А., Литвинов В. Д. Экспериментальное исследование теплообмена и потерь давления при кипении натрия в вертикальной трубе. - В кн.: Тепломассообмен. Минск, 1975, т. 3, ч. 1, с. 147-156.

Марто П., Розенау В. Влияние поверхностных условий на теплоотдачу при пузырьковом кипении натрия в большом объеме. - Теплопередача, 1966, № 2, с. 51.

No H., Kazimi M. Wall heat transfer coefficient for condensation and boiling in forced convection of sodium. - Nucl. Sci. Engng, 1982, v. 81, p. 319-324.

Кутателадзе С.С. Влияние скорости циркуляции на коэффициент теплоотдачи при кипении в трубах. - Энергомашиностроение, 1961, № 1, с. 12-15.

Kottowski H., Savatteri C. Fundamentals of liquid metal boiling thermohydraulics. - Nucl. Engng Design, 1984, v. 82, p. 281-304.

Fontana M., Gnadt P., Kress T. Effect of partial blockages in simulated LMFBR fuel assemblies. - In: Conf. on Fast Reactor Safety. USA, 1974, C0NF-740401-13, p. 1139-1160.

Kraft T., Thompson D., Anderson T. e.a. Simulations of an unprotected loss-of-flow accident with a 37-pin bundle in the sodium loop safety facility. - In: Proc. Intern. Mtg Fast Reactor Safety Technology. USA, 1979, v. 12, № 19, p. 896-904.

Bordner G., Kraft T. Interpretation of voiding dynamics data from simulated LOF transients in 37-pin subassemblies. - Trans. Am. Nucl. Soc., 1979, v. 33, p. 551.

Hwang I., Kuzay T., Marr W., Miles K. Sodium voiding dynamics and cladding motion in a 37-pin fuel assembly during an LOF transient. - Ibid., 1978, v. 28, p. 443- 445.

Aberle J., Brook A., Peppler W. e.a. Sodium Boiling Experiments in a 7-Pin Bundle under Flow Rundown Conditions. KFK, Institut für Reaktorentwicklung. Projekt Schneller Brüter, 1976.

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.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.