Рузайкін Василь Іванович. Теплогідравлічні процеси в каналах ядерних реакторів на аварійних режимах при порушенні охолодження активної зони

Короткий опис

Рузайкін Василь Іванович. Теплогідравлічні процеси в каналах ядерних реакторів на аварійних режимах при порушенні охолодження активної зони : дис... канд. техн. наук: 05.14.06 / НАН України; Інститут проблем машинобудування ім. А.М.Підгорного. - Х., 2005

Рузайкін В.І. Теплогідравлічні процеси в каналах ядерних реакторів на аварійних режимах при порушенні охолодження активної зони. Рукопис.
Дисертація на здобуття наукового ступеня кандидата технічних наук за спеціальностю 05.14.06 технічна теплофізика та промислова теплоенергетика. Інститут проблем машинобудування НАН України,Харків, 2005 р.
Дисертація направлена на підвищення безпеки ядерних реакторів за рахунок підвищення вірогідності математичного опису теплогідравлічних процесів, які супроводжують аварійні та перехідні режими роботи.
В роботі розроблено математичну модель нерівноважного двофазного потоку в технологічному каналі РВПК. На основі експериментальних даних зроблено уточнення замикаючих співвідношень для розрахунку міжфазного тертя та гідравлічного опору в пучках твелів, які обігріваються.
Розроблено математичні моделі контура циркуляції РВПК для дослідження двох аварійних режимів роботи РВПК. Розраховані ключові параметри розглянутих аварійних режимів. Побудовані коридори їх невизначеності.

Розроблено математичну модель двофазного потоку в технологічному каналі РВПК. На основі експериментальних даних проведено уточнення замикаючих співвідношень для розрахунку гідравлічного опору і міжфазного тертя при продольному обтіканні двофазним потоком пучків твелів, які обігріваються.
Розроблено математичну модель контуру циркуляції РВПК, яка дозволяє адекватно розрахувати границю стійкості двофазного теплоносія в паралельних каналах РВПК-1000. Показано, що основним джерелом невизначеності, який суттєво знижує достовірність математичного опису теплогідравлічних процесів, які супроводжують втрату стійкості течії двофазного теплоносія є відсутність вірогідної інформації про закономірність зміни профілю енерговиділення по довжині технологічного каналу під час експлуатації реактора. Розрахована границя стійкості реактора РВПК-1000 з урахуванням її коридору невизначеності. Показано, що на номінальному режимі роботи реактора втрата стійкості практично виключена.
Розроблена математична модель контура циркуляції РВПК, яка дозволяє описувати теплогідравлічні процеси, які супроводжують аварійний режим, пов’язаний з припиненням витрат теплоносія на вході в технологічний канал при відводі залишкових тепловиділень. Показано, що основним джерелом невизначеності, який суттєво знижує вірогідність математичного опису теплогідравлічних процесів є відсутність вірогідної інформації про закономірності зміни профілю енерговиділення по довжині технологічного каналу під час експлуатації реактора. Для розглянутого аварійного режиму розраховано час виникнення перегріву оболонки твелів з урахуванням її коридору невизначеності в залежності від потужності залишкового тепловиділення.

Позначення:- об’ємний паровміст;- об’ємний вологовміст;- густина, кг/м3;- об’єм, м3;- масові витрати в елементах з’єднання на виході з контрольного об’єму, кг/с;- масові витрати в елементах з’єднання на вході в контрольний об’єм, кг/с;- інтенсивність переходу із однії фази в іншу, кг/м3/с;- питома внутрішня енергія, Дж/кг;- тиск, Па;- потік ентальпії на вході в контрольний об’єм, Вт;- потік ентальпії на виході з контрольного об’єму, Вт;- питомий тепловий потік від стінки, Вт/м3;- питомий тепловий потік на міжфазній поверхні, Вт/м3;- тепло, яке витрачається на перехід з одної фази в іншу, Вт/м3;- середня площа прохідного перетину, м2;- довжина між центрами двох сусідніх контрольних об’ємів, м;- масові витрати в вітці, кг/с;- швидкість в контрольному об’ємі, м/с;- тиск в контрольному об’ємі, Па;- прискорення вільного падіння, м/с2;- місцеві втрати тиску, Па;- поверхневі напруження на стінці, Па;- змочений периметр каналу, м;- сила міжфазного тертя, віднесена до одиниці об’єму середовища, Н/м3;- швидкість ковзання парової фази, м/с;- сила, пов’язана з приєднаною масою, віднесена до одиниці об’єму середовища, Н/м3;- густина матеріалу, кг/м3;- теплоємність матеріалу, Дж/кг/К;- об’єм матеріалу, м3;- температура теплової структури, К;- тепловий потік від стінки, Вт;- потужність об’ємного теплового джерела, Вт;- площа контакту теплової структури і теплоносія в контрольному об’ємі, м2;- коефіцієнт тепловіддачі, Вт/м2/К;- температура теплоносія в відповідному контрольному об’ємі, К.
Скорочення:РВПК реактор великої потужності канальний; ВВЕР водо-водяний енергетичний реактор; BWR boiling water reactor; PWR pressurised water reactor; CCFL counter current flow limitation.