Разработка одномерной модели теплогидравлики, предназначенной для исследования устойчивости реактора с паровым теплоносителем сверхкритического давления

В данной статье представлены результаты разработки одномерной модели теплогидравлики активной зоны реактора с паровым теплоносителем сверхкритического давления (типа ПСКД-600), предназначенной для анализа теплогидравлической устойчивости. Для ее создания был выбран подход, предполагающий использование модифицированного полунеявного алгоритма на базе SIMPLE. Алгоритм был реализован с помощью программного кода на языке С++. Объектом исследования являлся одиночный канал с круглым сечением, внутри которого размещены ТВС шестигранной формы. Проводился расчет, имитирующий процесс запуска реактора и его выход на стационарный режим работы. Расчет проводился в два этапа: на первом происходило установление восходящего потока теплоносителя в необогреваемом канале, на втором, в момент времени 0.2 с начинался обогрев системы, что привело к перестроению полей скорости, давлений и температур. Модель включила в себя уравнения сохранения импульса, массы и энергии теплоносителя в активной зоне, представленные в виде конечных разностей. Все необходимые для расчета свойства парового теплоносителя сверхкритического давления были получены с помощью библиотеки IAPWSIF97. Алгоритм предполагает решение основных уравнений теплогидравлики с проверкой неразрывности потока дважды на одном шаге по времени. По итогам расчета получена картина установления полей скорости, давления и температур. С помощью теплового баланса был сделан вывод о корректной работе модели и возможности ее применения для анализа устойчивости реактора с паровым теплоносителем сверхкритического давления.

1. Ambrosini W. et al. Understanding and Prediction of Thermohydraulic Phenomena Relevant to Supercritical Water Cooled Reactors (SCWRs)- Final Report of a Coordinated Research Project. 2020.

2. Ягов П.В., Чуркин А.Н., Мохова О.В. // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. 2011. № 29. С. 82–91.

3. Asako Y., Sharma M. // Int. J. Heat Mass Transfer. 2018. V. 126. P. 425–431.

4. Patankar S.V. Numerical Heat Transfer and Fluid Flow. 2018. Boca Raton: CRC Press. eBook. https://doi.org/10.1201/9781482234213

5. Алексеев П.Н. и др. Изучение влияния состава топлива на значение пустотного эффекта реактивности для активной зоны реактора ПСКД-600 с быстрым спектром нейтронов. 2011. Подольск: ОКБ “ГИДРО-ПРЕСС”. Конференция Молодых Специалистов. Т. 15.

6. https://github.com/CoolProp/IF97.

7. Кириллов П.Л., Бобков В.П., Жуков А.В., Юрьев Ю.С. Справочник по теплогидравлическим расчетам в ядерной энергетике / ред. Кириллов П.Л. 2010. Москва: ИздАТ. Т. 1: Теплогидравлические процессы в ЯЭУ.