vestiftИзвестия Национальной академии наук Беларуси. Серия физико-технических наукProceedings of the National Academy of Sciences of Belarus. Physical-technical series1561-83582524-244XThe Republican Unitary Enterprise Publishing House "Belaruskaya Navuka"10.29235/1561-8358-2022-67-1-65-74vestift-722Research ArticleЭНЕРГЕТИКА, ТЕПЛО- И МАССООБМЕНPOWER ENGINEERING, HEAT AND MASS TRANSFERМоделирование процесса смешения теплоносителя в опускном участке и напорной камере смешения ВВЭР-1200 (В-491)Modeling the process of mixing the coolant in the lower section and pressure mixing chamber of VVER-1200 (V-491)https://orcid.org/0000-0003-4716-6123ЧорныйА. Д.ChornyA. D.

Чорный Андрей Дмитриевич – кандидат физико-математических наук, доцент, заведующий лабораторией турбулентности

ул. П. Бровки, 15, 220072, Минск

Andrei D. Chorny – Ph. D. (Physics and Mathematics), Associate Professor, Head of the Turbulence Laboratory

15, P. Brovka Str., 220072, Minsk 

anchor74@rambler.ruhttps://orcid.org/0000-0003-2979-5284МихеенкоС. Д.MikheenkoS. D.

Михеенко София Дмитриевна – младший научный сотрудник сектора анализа эксплуатационного опыта отдела ядерной безопасности

ул. Шпилевского, 59-7Н, 220067, Минск

Safiya D. Mikheyenka – Junior Researcher of the Operational Experience Analysis Sector of the Nuclear Safety Department

59-7N, Shpilevsky Str., 220067, Minsk 

mikheyenka@bcnrs.byhttps://orcid.org/0000-0003-3251-3647СперанскийФ. А.SperanskyP. A.

Сперанский Филипп Александрович – научный сотрудник

ул. Бобруйская, 11, 220006, Минск

Philip A. Speransky – Research Assistant

11, Bobruiskaya Str., 220006, Minsk 

PhilSA2.71@gmail.comhttps://orcid.org/0000-0002-2069-3153МостовенкоА. Л.MostovenkoA. L.

Мостовенко Андрей Леонидович – и. о. директора

ул. Шпилевского, 59-7Н, 220067, Минск

Andrey L. Mostovenko – Acting Director

59-7N, Shpilevsky Str., 220067, Minsk 

mostovenko@bcnrs.byhttps://orcid.org/0000-0001-7705-9893КрысинА. И.KrysinA. I.

Крысин Александр Иванович – заведующий сектором эксплуатационного опыта отдела ядерной безопасности

ул. Шпилевского, 59-7Н, 220067, Минск

Alexander I. Krysin – Head of the Operational Experience Sector of the Nuclear Safety Department

59-7N, Shpilevsky Str., 220067, Minsk 

krysin@bcnrs.byhttps://orcid.org/0000-0002-4413-8904БарановаТ. А.BaranovaT. A.

Баранова Татьяна Анатольевна – научный сотрудник лаборатории турбулентности

ул. П. Бровки, 15, 220072, Минск

Tatiana A. Baranova – Researcher of the Laboratory of Turbulence

15, P. Brovka Str., 220072, Minsk 

bartat@tut.byhttps://orcid.org/0000-0003-1219-6373ЖуковаЮ. В.ZhukovaYu. V.

Жукова Юлия Владимировна – кандидат физико-математических наук, доцент, ведущий научный сотрудник лаборатории турбулентности

ул. П. Бровки, 15, 220072, Минск

Yulia V. Zhukova – Ph. D. (Physics and Mathematics), Associate Professor, Leading Researcher of the Laboratory of Turbulence

15, P. Brovka Str., 220072, Minsk 

julia_zhukova@rambler.ruhttps://orcid.org/0000-0002-5824-3473КухарчукИ. Г.KukharchukI. G.

Кухарчук Игорь Григорьевич – научный сотрудник лаборатории турбулентности

ул. П. Бровки, 15, 220072, Минск

Ihar G. Kukharchuk – Researcher of the Laboratory of Turbulence

15, P. Brovka Str., 220072, Minsk 

doomer1979@mail.ruИнститут тепло- и массообмена имени А. В. Лыкова Национальной академии наук БеларусиA. V. Luikov Heat and Mass Transfer Institute of the National Academy of Sciences of BelarusЦентр по ядерной и радиационной безопасностиCenter for Nuclear and Radiation SafetyИнститут ядерных проблем Белорусского государственного университетаInstitute for Nuclear Problems of Belarusian State University2022070420226716574Copyright © Чорный А.Д., Михеенко С.Д., Сперанский Ф.А., Мостовенко А.Л., Крысин А.И., Баранова Т.А., Жукова Ю.В., Кухарчук И.Г., 20222022Чорный А.Д., Михеенко С.Д., Сперанский Ф.А., Мостовенко А.Л., Крысин А.И., Баранова Т.А., Жукова Ю.В., Кухарчук И.Г.Chorny A.D., Mikheenko S.D., Speransky P.A., Mostovenko A.L., Krysin A.I., Baranova T.A., Zhukova Y.V., Kukharchuk I.G.Данная работа распространяется под лицензией Creative Commons Attribution 4.0.This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.https://vestift.belnauka.by/jour/article/view/722

Определен наиболее представительный аварийный сценарий и разработана физико-математическая модель для исследования смешения неизотермических потоков теплоносителя в конструктивных элементах реакторной установки В-491 (ВВЭР-1200), в которой движение среды описывается в трехмерной нестационарной постановке. Исходя из аналитических оценок перечня исходных событий, выбран сценарий с подключением неработающей петли главного циркуляционного трубопровода к трем работающим без предварительного снижения мощности. Разработаны расчетная методика и численный метод для анализа выбранного аварийного сценария и обоснования безопасности эксплуатации реакторной установки В-491 (ВВЭР-1200). При проведении численного моделирования использован метод RANS, заключающийся в решении осредненных по Рейнольдсу уравнений Навье–Стокса, уравнения неразрывности и уравнения энергии. Для замыкания уравнений использована SST k–ω модель турбулентности Флориана Ментера. Проведена верификация разработанной физико-математической модели и процедуры расчета посредством моделирования теплогидравлических процессов в моделях как с относительно простой геометрической конструкцией (тройниковое соединение), так и в масштабной модели корпуса реактора (эксперимент ROCOM), включающего опускной участок и напорную камеру смешения. Показано качественное согласование численных результатов моделирования с доступными данными физических экспериментов. Представлены результаты численного моделирования процесса смешения неизотермических потоков теплоносителя на участке от патрубка «холодной» нитки главного циркуляционного трубопровода до нижней границы топлива активной зоны ВВЭР-1200 (В-491). Показано, что неоднородность в распределении температуры на входе в активную зону проявляется до 15,5 с расчетного аварийного сценария. При выполнении вычислений использовалась связка специализированных расчетных средств Ansys Fluent/Rainbow-TPP.

The most representative accident scenario is determined and a physical and mathematical model is developed for studying the mixing of non-isothermal coolant flows in the structural elements of the V-491 reactor facility (VVER-1200), in which the motion of the medium is described in a three-dimensional non-stationary formulation. Based on the analytical estimates of the list of initiating events, a scenario was chosen with the connection of an idle loop of the main circulation pipeline to three operating ones without a preliminary power reduction. A computational algorithm and a numerical method have been developed for the computational analysis of the selected accident scenario and the justification of the safety of operation of the V-491 reactor facility (VVER-1200). During the numerical simulation, the RANS method was used, which consists in solving the Reynolds-averaged Navier–Stokes equations, the continuity equation and the energy equation. The SST k–ω model of turbulence by Florian Menter is used to close the equations. The verification of the developed physical and mathematical model and calculation procedure was carried out by modeling thermohydraulic processes in models with both a relatively simple geometric design (tee connection) and in a scale model of the reactor vessel (ROCOM experiment), including a lowering section and a pressure mixing chamber. The qualitative agreement of the numerical simulation results with the available data of physical experiments is shown. The results of numerical simulation of the mixing process of non-isothermal coolant flows in the section from the branch pipe of the “cold” thread of the main circulation pipeline to the lower boundary of the fuel of the VVER-1200 core (V-491) are presented. It is shown that the heterogeneity in the temperature distribution at the entrance to the core manifests itself up to 15.5 s of the calculated accident scenario. For calculations the following code coupling were used: Ansys Fluent/Rainbow-TPP.

ядерная безопасностьводо-водяной энергетический реакторсмешениенеизотермические потоки теплоносителяCFD-моделированиеnuclear safetypressurized water type reactorcoolant mixingnon-isothermal flowCFD-modelingReferencesАндрушечко, С. А. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта / С. А. Андрушечко, А. М. Афров, Б. Ю. Васильев. – М.: Логос, 2010. – 604 с.Andrushechko S. A., Afrov A. M., Vasiliev B. Yu. NPP with a WWER-1000 Type Reactor. From the Physical Foundations of Operation to the Evolution of the Project. Moscow, Logos Publ., 2010. 604 p. (in Russian).Методы обоснования теплотехнической надежности активной зоны тепловых водо-водяных реакторов / А. А. Баринов [и др.] // Атомная энергия. – 2016. – Т. 120, вып. 5. – С. 270–275.Barinov A. A., Dmitriev S. M., Khrobostov A. E., Samoilov O. B. Methods of Thermomechanical Reliability Validation of Thermal Water-Moderated and Water-Cooled Reactor Cores. Atomic Energy, 2016, vol. 120, no. 5, pp. 335– 341. https://doi.org/10.1007/s10512-016-0140-9 (in Russian).Теплофизика аварий ядерных реакторов / А. А. Ключников [и др.]. – Чернобыль: Ин-т проблем безопасности АЭС, 2012. – 528 с.Klyuchnikov A. A., Sharaevsky I. G., Fialko N. M. et al. Thermophysics of Nuclear Reactor Accidents. Chernobyl, Institute of Nuclear Power Plant Safety Problems, 2012. 528 p. (in Russian).Menter, F. R. Ten years of industrial experience with the SST turbulence model / F. R. Menter, M. Kuntz, R. Langtry // Turbulence, Heat and Mass Transfer / eds.: K. Hanjalic, Y. Nagano, M. Tummers. – 4th ed. – N. Y.: Begell House, Inc., 2003. – P. 625–632.Menter F. R., Kuntz M., Langtry R. Ten years of industrial experience with the SST turbulence model. Hanjalic K., Nagano Y., Tummers M., eds. Turbulence, Heat and Mass Transfer. 4th ed. New York, Begell House, Inc., 2003. P. 625–632.Igarashi, M. Experimental study on fluid mixing for evaluation of thermal striping in T-pipe junction / M. Igarashi, M. Tanaka, S. Kawashima // 10th International Conference on Nuclear Engineering: Proc. April 14–18, 2002. – Arlington, 2002. – P. 383–390.Igarashi M., Tanaka M., Kawashima S. Experimental study on fluid mixing for evaluation of thermal striping in T-pipe junction. 10th International Conference on Nuclear Engineering: Proceesing, April 14–18, 2002. Arlington, USA, 2002. P. 383–390.Utanohara, Y. Conjugate numerical simulation of wall temperature fluctuation at a T-junction pipe / Y. Utanohara, Y. K. Miyoshi, A. Nakamura // Mech. Eng. J. – 2018. – Vol. 5, № 3. – P. 1–23. https://doi.org/10.1299/mej.18-00044Utanohara Y., Miyoshi Y. K., Nakamura A. Conjugate numerical simulation of wall temperature fluctuation at a T-junction pipe. Mechanical Engineering Journal, 2018, vol. 5, no. 3, pp. 1–23. https://doi.org/10.1299/mej.18-00044Rohde, U. Fluid mixing and flow distribution in the reactor circuit: Measurement data base / U. Rohde, S. Kliem, T. Höhne // Nucl. Eng. Des. – 2005. – Vol. 235. – P. 421–443. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2004.08.045Rohde U., Kliem S., Höhne T. Fluid mixing and flow distribution in the reactor circuit: Measurement data base. Nuclear Engineering and Design, 2005, vol. 235, pp. 421–443. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2004.08.045Prasser, H. M. Coolant mixing in a PWR deboration transients, steam line breaks and emergency core cooling injection – experiments and analyses / H. M. Prasser, G. Grunwald, T. Höhne // Nucl. Tech. – 2003. – Vol. 143, № 1. – P. 37–56. https://doi.org/10.13182/nt03-a3396Prasser H. M., Grunwald G., Höhne T. Coolant mixing in a PWR deboration transients, steam line breaks and emergency core cooling injection – experiments and analyses. Nuclear Technology, 2003, vol. 143, no. 1, pp. 37–56. https://doi.org/10.13182/nt03-a3396Rohde, U. The European project FLOMIX-R: Description of the slug mixing and buoyancy related experiments at the different test facilities (Final report on WP 2) / U. Rohde, S. Kliem, B. Hemström // Report FZR-430. – Rossendorf, 2005. – 214 p.Rohde U., Kliem S., Hemström B. The European project FLOMIX-R: Description of the slug mixing and buoyancy related experiments at the different test facilities (Final report on WP 2). Report FZR-430. Rossendorf, 2005. 214 p.Farkas, I. Validation of Computational Fluid Dynamics Calculation Using Rossendorf Coolant Mixing Model Flow Measurements in Primary Loop of Coolant in a Pressurized Water Reactor Model / I. Farkas, E. Hutli, T. Farkas // Nucl. Eng. Tech. – 2016. – Vol. 48. – P. 941–951. https://doi.org/10.1016/j.net.2016.02.017Farkas I., Hutli E., Farkas T. Validation of Computational Fluid Dynamics Calculation Using Rossendorf Coolant Mixing Model Flow Measurements in Primary Loop of Coolant in a Pressurized Water Reactor Model. Nuclear Engineering and Technology, 2016, vol. 48, pp. 941–951. https://doi.org/10.1016/j.net.2016.02.017Ушева, К. И. Анализ аварийных сценариев, связанных с неравномерным разбавлением борной кислоты в теплоносителе первого контура [Электронный ресурс] / К. И. Ушева // 11-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», Подольск, 21–24 мая 2019 г. – Режим доступа: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2019/autorun/index-ru.htm – Дата доступа: 03.11.2020.Usheva K. I. Analysis of emergency scenarios associated with uneven dilution of boric acid in the primary coolant. 11-ya mezhdunarodnaya nauchno-tekhnicheskaya konferentsiya “Obespechenie bezopasnosti AES s VVER”, Podol’sk, 21–24 maya 2019 g. [11th International Scientific and Technical Conference “Ensuring the safety of nuclear power plants with VVER”, Podolsk, May 21–24, 2019]. Available at: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2019/autorun/index-ru.htm (accessed 03 November 2020) (in Russian).

The authors declare that there are no conflicts of interest present.