Моделирование процесса смешения теплоносителя в опускном участке и напорной камере смешения ВВЭР-1200 (В-491)

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.

1. Андрушечко, 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.

2. 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.

3. Теплофизика аварий ядерных реакторов / А. А. Ключников [и др.]. - Чернобыль: Ин-т проблем безопасности АЭС, 2012. - 528 с.

4. 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.

5. 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.

6. 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.18-00044

7. Rohde, 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.2004.08.045

8. Prasser, 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-a3396

9. Rohde, 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.

10. 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.2016.02.017

11. Ушева, 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.