Теплогідравлічні процеси в каналах ядерних реакторів на аварійних режимах при порушенні охолодження активної зони - Автореферат

НАЦІОНАЛЬНА АКАДЕМІЯ НАУК УКРАЇНИ Автореферат дисертації на здобуття наукового ступеню кандидата технічних наукЖуковського “Харківський авіаційний інститут” Міністерства освіти і науки України. Науковий керівник: кандидат технічних наук, доцент Гакал Павло Григорович, Національний аерокосмічний університет ім. Офіційні опоненти: доктор технічних наук, професор Маляренко Віталій Андрійович, Харківська національна академія міського господарства, професор кафедри електропостачання міст; кандидат технічних наук, доцент Олейнік Олексій Васильович Національний аерокосмічний університет ім. Захист відбудеться 19 січня 2006 р. о 1400 на засіданні спеціалізованої вченої ради Д 64.180.02 в Інституті проблем машинобудування ім.З цієї причини, починаючи з 50-х років минулого століття, було проведено значну кількість різного роду експериментальних та теоретичних досліджень теплогідравлічних процесів в ядерних реакторах з двофазним теплоносієм. Особливо яскраво ця проблема виражена, коли необхідно розраховувати нестаціонарні та нерівноважні двофазні течії теплоносія, які супроводжують аварійні та перехідні режими роботи реактора. Мета роботи полягає в підвищенні вірогідності математичного опису теплогідравлічних процесів та явищ, які супроводжують аварійні та перехідні режими роботи ядерних реакторів з двофазним теплоносієм. Розробити математичну модель контуру циркуляції РВПК, яка б дозволила прогнозувати поведінку теплоносія на аварійному режимі, який повязаний з припиненням витрати теплоносія на вході в технологічний канал при відводі залишкових тепловиділень. Використання розроблених математичних моделей вперше дозволило встановити вплив різних факторів на положення границі стійкості реактору РВПК та початок погіршеного теплообміну твелів з теплоносієм під час аварії, яка повязана з припиненням витрати теплоносія на вході в технологічний канал при відводі залишкових тепловиділень.В першому розділі розглянуто основні питання, повязані з фізичним та математичним моделюванням теплогідравлічних процесів в ядерних реакторах на аварійних та перехідних режимах. В основі теплогідравлічного розрахунку ядерних реакторів з двофазним теплоносієм повинні лежати дані про структуру двофазного потоку, закономірностях теплообміну та гідроопору при течії двофазної суміші в технологічних каналах, які обігріваються. Зараз при проектуванні та обгрунтуванні безпеки закордонних типів ядерних реакторів (PWR, BWR) широко використовуються математичні моделі, які базуються на нерівноважному підході до опису двофазних потоків. Основна причина заключається в відсутності достатньої експериментальної інформації, на основі якої можно обгрунтувати адекватність результатів математичного моделювання, уточнити замикаючі співвідношення гідродинаміки і теплопередачі, а також розробити надійні карти режимів двофазних потоків в каналах ядерних реакторів. Система рівнянь математичної моделі технологічного каналу включає в себе наступні одномірні диференційні рівняння законів збереження енергії, маси та імпульсу: для кожного контрольного обєму (V2-V23) записується чотири рівняння законів збереження маси і енергії окремо для кожної фази: ,(1)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. 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.

ОСНОВНИЙ ЗМІСТ РОБОТИ