Разработка и экспериментальное обоснование программы для поячейкового теплогидравлического расчета активных зон реакторов типа ВВЭР

Разработка и экспериментальное обоснование программы для поячейкового теплогидравлического расчета активных зон реакторов типа ВВЭР

Автор: Олексюк, Дмитрий Анатольевич

Шифр специальности: 05.14.03

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 2002

Место защиты: Москва

Количество страниц: 237 с. ил

Артикул: 2322567

Автор: Олексюк, Дмитрий Анатольевич

Стоимость: 250 руб.

Разработка и экспериментальное обоснование программы для поячейкового теплогидравлического расчета активных зон реакторов типа ВВЭР  Разработка и экспериментальное обоснование программы для поячейкового теплогидравлического расчета активных зон реакторов типа ВВЭР 

СОДЕРЖАНИЕ
Условные обозначения
ВВЕДЕНИЕ
Глава 1. ОБЗОР МЕТОДОВ И ПРОГРАММ ДЛЯ ДЕТАЛЬНОГО
ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКОГО РАСЧЕТА АКТОВЫХ ЗОН РЕАКТОРОВ ВВЭР .
1.1. Основные задачи анализа теплообмена в стержневых сборках реакюров атомных и подходы к трехмерному описанию теплогидравлики активных зон
1.2. Развитие ячейковых методов и программ теплогидравлического расчета применительно к реакторам ВВЭР
1.3. Состояние вопроса с экспериментальными данными для обоснования и верификации программ ячейкового анализа активных зон реакторов ВВЭР .
1 .4. Использование программ основанных на ячейковых подходах для расчетов активных зон реакгоров ВВЭР с локальными нарушениями геометрии
Глава 2. ОПИСАНИЕ ПРОГРАММЫ БС1 .
2.1. Система уравнений
2.2. Уравнение состояния
2.3. Замыкающие соотношения .
2.3.1. Гидравлическое сопротивление зрения .
2.3.2. Турбулентное перемешивание
2.3.3. Теплоотдача .
2.3.4. Критический тепловой поток
2.4. Процедура численного решения и алгоритм расчета
2.5. Специфические особенности программы
2.5.1.Ячейковая формула для расчета критического
теплового потока .
2.5.2. Трехмерная модель теплопроводности
топливного стержня
2.5.3. Модель теплопроводящей стенки .
2.5.4. Расчет пучков с изменяющейся но высоте
геометрией
2.5.5. Прямой метод численного решения
системы уравнений .
Глава 3. ВЕРИФИКАЦИЯ ПРОГРАММЫ ПО ДАННЫМ ИЗ АРХИВА ТЕПЛОФИЗИЧЕСКОЙ ЛАБОРАТОРИИ ИНСТИТУТА ЯДЕРНЫХ ГОРОВ РНЦ КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ
3.1. Матрица верификации
3.2. Результаты верификационных расчетов
3.2.1. Результаты расчета критических тепловых потоков
3.2.2. Результаты расчета осевого распределения температуры внутри электрообогревасмых трубок пучка
3.2.3. Результаты расчетного анализа теплофизических экспериментов на АЭС Райнсберг Германия .
3.2.4. Результаты расчетного анализа гидравлических характеристик ТВС альтернативной конструкции для реактора ВВЭР
3.2.5. Результаты расчетного анализа распределения локальных параметров теплоносителя в пучках стержней
Глава 4. ВЕРИФИКАЦИЯ ПРОГРАММЫ II РЕЗУЛЬТАТАМ ИССЛЕДОВАНИЙ НА 8СТЕРЖНЕВОЙ МОДЕЛИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА ВВЭР
4.1. Описание экспериментального оборудования, методики проведения экспериментов и экспериментальных данных
4.2. Сравнение результатов расчета с экспериментальными
данными стационарных экспериментов .
4.3. Сравнение результатов расчета с экспериментальными
данными динамических экспериментов .
Глава 5. МОДЕЛИРОВАНИЕ ВОЗНИКНОВЕНИЯ ГОРЯЧИХ ПЯТЕН ПРИ
СБЛИЖЕНИИ ДВУХ ТВЭЛОВ В ТВС РЕАКТОРА ВВЭР
5.1. Результаты эксперимента .
5.2. Особенности расчетного моделирования локальных нарушенийгеометрии ТВС .
5.3. Сравнение результатов расчета с экспериментальными
данными
ВЫВОДЫ
ЛИТЕРАТУРА


Для расчета реакторов водоводяного типа с некипящим теплоносителем долгое время не использовались коды детального теплогидравлического анализа. Вопервых, данные установки удовлетворительно описываются одномерными программами с использованием консервативных упрощений и приближений. Вовторых, временные затраты для детального расчета кассеты были достаточно велики и стали доступными только с появлением производительных компьютеров. И, наконец, наиболее сложным вопросом для использования таких программ была недостаточная экспериментальная обоснованность ячейковых методик. Этот факт, до сих пор остается краеугольным камнем в использовании трехмерных кодов основанных на ячейковом рассмотрении ТВС в обосновании работоспособности активных зон реакторов ВВЭР. Данная работа призвана, хотя бы частично исправить ситуацию. К наиболее известным ячейковым кодам, используемым в настоящее время для расчетов реакторов типа ВВЭР, относятся такие программы как КАИАЛМ 9, ПУЧОК1 ООО и ВЕВЕРКА . Программа КАНАЛМ создана в ОКБМ и предназначена для расчета теплогидравлических характеристик ТВС с твэлами стержневого типа в треугольной упаковке для стационарных и квазистационарных режимов работы активных зон водоводяных реакторов. Программа определяет локальные параметры теплоносителя, запасы по критическому тепловому потоку и температуры в твэлах. Программа ограничена по условиям теплосъема конвективным теплообменом и пузырьковым кипением. ТВС на заданное количество высотных элементарных участков. Программа ПУЧОК создана в ОКБ Гидропресс и предназначена для расчета запасов до кризиса теплоотдачи в пучке с тепловыделяющими и необогреваемыми стержнями любой геометрии в стационарном режиме. Рекомендуемая область применения программы соответствует возможным пределам режимных параметров активных зон реакторов ВВЭР0 и ВВЭР в нормальных условиях эксплуатации давление МПа, массовая скорость кгм2с относительное паросодержание от 0. Алгоритм расчета, реализованный в программе ПУЧОК, выглядит следующим образом. Из условия равенства перепадов давлнения по всем ячейкам расчетного слоя и неизменности суммарного расхода, находится распределение расходов по ячейкам. Расчет теплогидравлических параметров в ячейках проводится последовательно для всех расчетных участков по высоте, начиная с входного участка. При этом входная энтальпия теплоносителя в ячейке на последующем высотном слое принимается равной выходной энтальпии с предыдущего слоя. Далее на основе полученных массовых скоростей и энтальпий в ячейках рассчитываются значения критического теплового потока по нескольким различным соотношениям ОКБ Гидропресс, Смолина, Тонга, Осмачкина, Миропольского и определяется коэффициент запаса до кризиса теплоотдачи как отношение величины рассчитанного критического теплового потока к фактическому тепловому потоку в ячейке на границах расчетных участков но высоте. Представленные выше программы в данный момент используются для проектных расчетов ТВС водоводяных реакторов. Код КАНАЛ аттестован ГАН РФ для использования в расчетах установок типа КЛТ, АБВ, АТЭЦ и др. Программа ПУЧОК в году аттестована в ГАН РФ для использования в расчетах реакторов ВВЭР. Учитывая все достоинства описанных программ, необходимо отметить ряд недостатков присущих этим расчетным средствам. Вопервых, обе программы предназначены для расчетов стационарных или квазистационарных процессов, что существенно сужает область их применения. Второй недостаток заключается в предположении равенства давлений во всех ячейках на каждом высотном слое. Это в большинстве случаев не вносит существенных ошибок в расчет, но для пучков с неравномерным размещением местных сопротивлений по сечению сборки, а в особенности для пучков с локальными нарушениями, является неприемлемым упрощением. Также к недостаткам обоих кодов следует отнести невозможность моделирования изменений проходных сечений ячеек и зазоров между ними по высоте ТВС. Выгодно отличается от вышеназванных кодов программа ВЕВЕРКА И, созданная в Государственном исследовательском институте машиностроения ЧССР и предназначенная для расчетов реакторов типа ВВЭР.

Рекомендуемые диссертации данного раздела

28.06.2016

+ 100 бесплатных диссертаций

Дорогие друзья, в раздел "Бесплатные диссертации" добавлено 100 новых диссертаций. Желаем новых научных ...

15.02.2015

Добавлено 41611 диссертаций РГБ

В каталог сайта http://new-disser.ru добавлено новые диссертации РГБ 2013-2014 года. Желаем новых научных ...


Все новости

Время генерации: 0.205, запросов: 237