Применение обобщенного преобразования Прандтля-Мизеса для решения задач теплогидравлического расчета активных зон ядерных реакторов (04.10.2010)

Автор: Чусов Игорь Александрович

Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение

высшего профессионального образования

«Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ»

ОБНИНСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

На правах рукописи

УДК 621.039.534.6

ЧУСОВ ИГОРЬ АЛЕКСАНДРОВИЧ

ПРИМЕНЕНИЕ ОБОБЩЕННОГО ПРЕОБРАЗОВАНИЯ ПРАНДТЛЯ-МИЗЕСА ДЛЯ РЕШЕНИЯ ЗАДАЧ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКОГО РАСЧЕТА АКТИВНЫХ ЗОН ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРВ

Специальность 05.14.03 – Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат

диссертации на соискание ученой степени

доктора физико-математических наук

Обнинск - 2010

Работа выполнена в федеральном государственном бюджетном образовательном учреждении высшего профессионального образования Обнинском институте атомной энергетики национального исследовательского ядерного университета «МИФИ», г. Обнинск

Официальные оппоненты:

Доктор технических наук,

профессор Кириллов Павел Леонидович

Доктор физико-математических наук,

профессор Галкин Валерий Алексеевич

Доктор физико-математических наук,

профессор Лежнин Сергей Иванович

Ведущая организация Российский научный центр

«Курчатовский институт», Москва

Защита состоится 24 декабря 2010 г. в ____ на заседании диссертационного совета Д 201.003.01 при ГНЦ РФ-ФЭИ в конференц-зале по адресу: 249033, г. Обнинск, Калужской обл., пл. Бондаренко, д. 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ГНЦ РФ-ФЭИ.

Автореферат разослан «___» «___________» 2010 г.

Ученый секретарь диссертационного совета,

доктор технических наук ______________Ю. А. Прохоров

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы. Требования, предъявляемые в настоящее время к детализации теплогидравлических расчетов, проводимых в обоснование безопасной эксплуатации существующих и вновь проектируемых реакторных установок, приводит к необходимости разработки новых методов их расчета. В первую очередь это касается учета влияния большого количества взаимозависимых конструктивных и технологических факторов, которые должны учитываться с одновременным обеспечением высокой точности и достоверности результатов расчета и оперативности их получения. Результаты теплогидравлических расчетов активной зоны служат исходными данными для расчета нейтронной физики, термомеханики твэлов и ТВС, скорости коррозионных процессов. Сказанное выше делает задачу расчета теплогидравлики реакторных установок исключительно сложной и актуальной.

Расчет еще более усложняется, если рассматривается задача разработки тренажерных систем типа полномасштабный тренажер (ПМТ) или функционально-аналитический тренажер (ФАТ), которые должны моделировать теплогидравлические процессы в режиме реального времени.

При проведении теплогидравлического расчета активной зоны ядерного реактора используют четыре модельных представления: модель локальных параметров, поканальная модель (метод ячеек), модель пористого тела и модель изолированного канала. Каждое из этих представлений имеет свои преимущества и недостатки.

Всем современным требованиям удовлетворяет модель локальных параметров, в последнее время, широко используемая для расчета теплогидравлики ядерных реакторов и элементов оборудования первого и второго контуров. Получение расчетных оценок теплогидравлических характеристик связано с большими, а порой и просто неприемлемыми временами счета, даже с использованием современных многопроцессорных и многоядерных компьютеров.

Применение для расчета модели пористого тела или поканальной методики приводит к необходимости использования большого числа различных замыкающих констант, определение которых возможно только путем проведения весьма дорогостоящих и кропотливых экспериментов. Это приводит к значительному увеличению материальных затрат для получения окончательного результата, что также не всегда является возможным. Отсутствие константного обеспечения для расчета «нестандартных» (не подкрепленных экспериментами) ситуаций делает оба эти подхода неприменимыми для прогнозирования развития нештатных и аварийных ситуаций. Эти методы не требует больших вычислительных ресурсов, что является положительным качеством обоих подходов.

Модель изолированного канала, является «старейшей» методикой расчета реакторных установок. Использование этого подхода не позволяет провести оценку процессов тепломассопереноса во всей активной зоне в целом, что не удовлетворяет современным требованиям, предъявляемым к расчету реакторных установок.

Таким образом, задача разработки новой методики расчета объединяющей в себе положительные качества всех упомянутых выше методик является актуальной.

Цель работы: состоит в разработке струйной методики расчета активных зон ЯЭУ и ее верификации на опытных данных, полученных на действующих энергоблоках и модельных сборках реакторов различных типов.

Основными задачами исследования являются.

Создание на основе обобщенного преобразования Прандтля-Мизеса математической модели течения теплоносителя в активных зонах ядерных реакторов с бесчехловыми ТВС, с учетом физических механизмов воздействия на теплоноситель, включая случай частичной блокировке части их проходного сечения.

Разработка метода расчета теплогидравлики модельной ТВС с неравномерным энерговыделением и шагом решетки для течений с жидкометаллическим теплоносителем.


загрузка...