Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов
Выполнен анализ адекватности программных компьютерных комплексов ПУЧОК БМ-ДФ и COBRA, предназначенных для расчета основных параметров безопасности водоохлаждаемых ядерных реакторов. Этот расчет основан на определении локальных теплогидравлических параметров потока теплоносителя в стержневых сборках...
Saved in:
| Date: | 2014 |
|---|---|
| Main Authors: | , , , |
| Format: | Article |
| Language: | Russian |
| Published: |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
2014
|
| Series: | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| Subjects: | |
| Online Access: | http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/113353 |
| Tags: |
Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
|
| Journal Title: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Cite this: | Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов / Н.М. Фиалко, Г.И. Шараевский, С.В. Бабак, Е.И. Шараевская // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2014. — Вип. 22. — С. 34–43. — Бібліогр.: 17 назв. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
irk-123456789-113353 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
irk-123456789-1133532017-02-08T03:02:26Z Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов Фиалко, Н.М. Шараевский, Г.И. Бабак, С.В. Шараевская, Е.И. Проблеми безпеки атомних електростанцій Выполнен анализ адекватности программных компьютерных комплексов ПУЧОК БМ-ДФ и COBRA, предназначенных для расчета основных параметров безопасности водоохлаждаемых ядерных реакторов. Этот расчет основан на определении локальных теплогидравлических параметров потока теплоносителя в стержневых сборках тепловыделяющих элементов. Представлены результаты сравнения выполненных экспериментов по определению распределения основных теплогидравлических параметров потока в характерных субканалах стержневых сборок тепловыделяющих элементов с данными расчета этих параметров на основе вышеуказанных компьютерных кодов. Особое внимание уделено анализу экспериментальных и расчетных данных по определению условий возникновения кризиса теплоотдачи в стержневых сборках тепловыделяющих элементов. Показана возможность надежного определения критического теплового потока на основе использования указанных двумерных компьютерных кодов. Виконано аналіз адекватності програмних комп’ютерних комплексів ПУЧОК БМ-ДФ та COBRA, що призначені для розрахунку основних параметрів безпеки водоохолоджуваних ядерних реакторів. Цей розрахунок засновано на визначенні локальних теплогідравлічних параметрів потоку теплоносія у стрижневих збірках тепловиділяючих елементів. Представлено результати порівняння виконаних експериментів з визначення роз- поділу основних теплогідравлічних параметрів потоку у характерних субканалах стрижневих збірок тепловиділяючих елементів з даними розрахунку цих параметрів на основі вищевказаних комп’ютерних кодів. Особливу увагу приділено аналізу експериментальних та розрахункових даних щодо визначення умов виникнення кризи тепловіддачі у стрижневих збірках тепловиділяючих елементів. Показано можливість надійного визначення критичного теплового потоку на основі використання зазначених двомірних комп’ютерних кодів. This article gives an analysis of the adequacy of computer software systems FASCICLE BM-DF and COBRA, which are designed to calculate the main parameters of the safety of water-cooled nuclear reactors. This calculation is based on determining the local thermal-hydraulic parameters of the flow of coolant in the fuel rod assembled elements. In this article introduced the results of the comparison of experiments performed to determine the distribution of the main thermal-hydraulic flow parameters characteristic of subchannels of fuel rod assembled elements with the data for calculating these parameters on the basis of declared computer codes. Particular attention is paid to the analysis of experimental and calculated data, by definition, burnout in rod fuel assembled elements. It the article is shown the possibility of a reliable determination of this important parameter of a nuclear reactor safety through the use of twodimensional computer code FASCICLE BM-DF and COBRA. 2014 Article Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов / Н.М. Фиалко, Г.И. Шараевский, С.В. Бабак, Е.И. Шараевская // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2014. — Вип. 22. — С. 34–43. — Бібліогр.: 17 назв. — рос. 1813-3584 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/113353 621.039.586:[536+539.1 ru Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| language |
Russian |
| topic |
Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| spellingShingle |
Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблеми безпеки атомних електростанцій Фиалко, Н.М. Шараевский, Г.И. Бабак, С.В. Шараевская, Е.И. Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| description |
Выполнен анализ адекватности программных компьютерных комплексов ПУЧОК БМ-ДФ и COBRA, предназначенных для расчета основных параметров безопасности водоохлаждаемых ядерных реакторов. Этот расчет основан на определении локальных теплогидравлических параметров потока теплоносителя в стержневых сборках тепловыделяющих элементов. Представлены результаты сравнения выполненных экспериментов по определению распределения основных теплогидравлических параметров потока в характерных субканалах стержневых сборок тепловыделяющих элементов с данными расчета этих параметров на основе вышеуказанных компьютерных кодов. Особое внимание уделено анализу экспериментальных и расчетных данных по определению условий возникновения кризиса теплоотдачи в стержневых сборках тепловыделяющих элементов. Показана возможность надежного определения критического теплового потока на основе использования указанных двумерных компьютерных кодов. |
| format |
Article |
| author |
Фиалко, Н.М. Шараевский, Г.И. Бабак, С.В. Шараевская, Е.И. |
| author_facet |
Фиалко, Н.М. Шараевский, Г.И. Бабак, С.В. Шараевская, Е.И. |
| author_sort |
Фиалко, Н.М. |
| title |
Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов |
| title_short |
Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов |
| title_full |
Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов |
| title_fullStr |
Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов |
| title_full_unstemmed |
Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов |
| title_sort |
проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ввэр на основе современных версий теплогидравлических кодов |
| publisher |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| publishDate |
2014 |
| topic_facet |
Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| url |
http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/113353 |
| citation_txt |
Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов / Н.М. Фиалко, Г.И. Шараевский, С.В. Бабак, Е.И. Шараевская // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2014. — Вип. 22. — С. 34–43. — Бібліогр.: 17 назв. — рос. |
| series |
Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| work_keys_str_mv |
AT fialkonm problemyrasčetnogoopredeleniâkrizisateplootdačivteplovydelâûŝihsborkahreaktorovvvérnaosnovesovremennyhversijteplogidravličeskihkodov AT šaraevskijgi problemyrasčetnogoopredeleniâkrizisateplootdačivteplovydelâûŝihsborkahreaktorovvvérnaosnovesovremennyhversijteplogidravličeskihkodov AT babaksv problemyrasčetnogoopredeleniâkrizisateplootdačivteplovydelâûŝihsborkahreaktorovvvérnaosnovesovremennyhversijteplogidravličeskihkodov AT šaraevskaâei problemyrasčetnogoopredeleniâkrizisateplootdačivteplovydelâûŝihsborkahreaktorovvvérnaosnovesovremennyhversijteplogidravličeskihkodov |
| first_indexed |
2025-07-08T05:37:37Z |
| last_indexed |
2025-07-08T05:37:37Z |
| _version_ |
1837055930166935552 |
| fulltext |
34 ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2014 ВИП. 22
УДК 621.039.586:[536+539.1
Н. М. Фиалко1, Г. И. Шараевский1, С. В. Бабак2, Е. И. Шараевская1
1 Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, ул. Лысогорская, 12, корп. 106, Киев, 03028, Украина
2 ГП «Научно-технический центр новейших технологий» НАН Украины, пер. Машиностроительный, 28, Киев,
03067, Украина
ПРОБЛЕМЫ РАСЧЕТНОГО ОПРЕДЕЛЕНИЯ КРИЗИСА
ТЕПЛООТДАЧИ В ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРКАХ РЕАКТОРОВ ВВЭР
НА ОСНОВЕ СОВРЕМЕННЫХ ВЕРСИЙ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ КОДОВ
Выполнен анализ адекватности программных компьютерных комплексов ПУЧОК БМ-ДФ и COBRA,
предназначенных для расчета основных параметров безопасности водоохлаждаемых ядерных реакторов. Этот
расчет основан на определении локальных теплогидравлических параметров потока теплоносителя в стержне-
вых сборках тепловыделяющих элементов. Представлены результаты сравнения выполненных экспериментов
по определению распределения основных теплогидравлических параметров потока в характерных субканалах
стержневых сборок тепловыделяющих элементов с данными расчета этих параметров на основе вышеуказан-
ных компьютерных кодов. Особое внимание уделено анализу экспериментальных и расчетных данных по опре-
делению условий возникновения кризиса теплоотдачи в стержневых сборках тепловыделяющих элементов.
Показана возможность надежного определения критического теплового потока на основе использования ука-
занных двумерных компьютерных кодов.
Ключевые слова: реактор ВВЭР, кризис теплоотдачи, теплогидравлический код.
Как известно [1, 2 и др.], надежная и безопасная эксплуатация ядерных энергоблоков с реак-
торами водо-водяного типа, а также проектирование реакторных установок нового поколения в
настоящее время уже не могут быть обеспечены без широкого применения теплогидравлических рас-
четных кодов (ТГРК) улучшенной оценки, в первую очередь таких, как RELAP-5 и TRAC (США), а
также CATHARE (Франция), ATHLET (Германия), THYDE (Япония), CATHENA (Канада), APROS
(Финляндия), CORSAR (Россия). Принято считать, что современные программные версии этих кодов
отличаются не только широтой охвата моделируемого ими оборудования АЭС и высокими эргоно-
мическими характеристиками реализованных в этих ТГРК интерфейсов, но в особенности также и
всесторонней обоснованностью их основополагающего компонента, а именно - реализованных в этих
кодах базовых физико-математических моделей теплогидравлических процессов (ТГП), которые про-
текают в соответствующем оборудовании ядерной энергоустановки (ЯЭУ). Следует особо подчерк-
нуть, что одним из наиболее важных структурных элементов каждой такой модели является реализо-
ванная в ней система замыкающих соотношений, которая обеспечивает возможность численного ре-
шения основной системы дифференциальных уравнений. Указанные соотношения призваны адек-
ватно описать важнейшие особенности протекания ТГП в моделируемом оборудовании современного
водоохлаждаемого ядерного реактора (ВОЯР). В особой степени вышеизложенное следует отнести к
определяющим с точки зрения обеспечения эксплуатационной безопасности ВОЯР аномальным и
аварийным процессам теплосъема в тепловыделяющих сборках (ТВС), в первую очередь – началу
кипения теплоносителя и кризисам теплоотдачи на поверхности тепловыделяющих элементов
(ТВЭЛ) [1]. Определяющим в этой связи является тот факт, что без физически обоснованной и соот-
ветствующей реальным особенностям ТГП мерности численно решаемой системы дифференциаль-
ных уравнений и без наличия адекватной системы замыкающих соотношений приемлемая достовер-
ность решений, получаемых на основе применения конкретного ТГРК, не может быть достигнута.
Как подчеркивается в работах [1, 2], одной из наиболее неотложных задач в проблеме обес-
печения эксплуатационной безопасности АЭС в настоящее время признана необходимость локальной
верификации базовых корреляций для расчета располагамой в данных условиях величины критиче-
ского теплового потока (КТП) в ТВС ВОЯР, которые используются в современных ТГРК улучшен-
ной оценки. Согласно данным анализа, выполненного в работе [1], в указанных программных комп-
лексах, включая наиболее широко используемые программные продукты, например RELAP и
CORSAR, для расчета КТП, т. е. есть верхнего аварийного предела форсировки процесса теплоотдачи
на поверхности ТВЭЛ в активной зоне (АкЗ) ВОЯР используются эмпирические соотношения, полу-
ченные на основе экспериментов в трубах, т. е. в каналах кругового сечения. Между тем геометриче-
ски реальные каналы ТВС ВОЯР существенно отличаются от трубчатых каналов, что и обусловлива-
ет недостаточную точность получаемых на основе указанных ТГРК решений. Как следует из данных,
© Н. М. Фиалко, Г. И. Шараевский, С. В. Бабак, Е. И. Шараевская, 2014
ПРОБЛЕМЫ РАСЧЕТНОГО ОПРЕДЕЛЕНИЯ КРИЗИСА
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2014 ВИП. 22 35
приведенных, в частности, в работе [1], для отечественных ЯЭУ с реакторами ВВЭР этими соотно-
шениями для определения величины КТП следует пользоваться со значительной осторожностью, так
как они обеспечивают получение существенно завышенных значений этого параметра, особенно при
нештатном снижении давления и расхода теплоносителя в АкЗ в условиях максимальной проектной
аварии (МПА).
Так, выполненное в работе [1], сопоставление экспериментальных значений КТП, полу-
ченных в «горячей» ячейке ТВС с соответствующими значениями, которые были рассчитаны на ос-
нове экспериментальных корреляций, реализованных в ТГРК RELAP-5/MOD3 применительно к
условиям теплогидравлически эквивалентного цилиндрического канала, показало следующее. В об-
ласти высоких давлений при р = 14,0 МПа отличие критических плотностей теплового потока, экспе-
риментально полученных в стержневой сборке, от соответствующих расчетных данных для трубы,
обеспечиваемых верифицируемым ТГРК, находится на уровне примерно 25 %, причем RELAP-
5/MOD3 дает завышенные значения КТП. При снижении давления в ТВС эти различия возрастают:
при р = 6 МПа значения КТП, рассчитанные на основе ТГРК RELAP-5/MOD 3, завышены относи-
тельно данных эксперимента на 40…50 %.
Таким образом, широко используемые для обоснования безопасности действующих и проек-
тируемых АЭС версии современных ТГРК недостаточно точно описывают имеющиеся массивы экс-
периментальных данных по КТП даже при использовании простейшей - цилиндрической - геометрии
канала. В особой мере изложенное следует отнести к реальным ТВС с гексагональной и квадратной
геометрией решеток ТВЭЛ, которая, как известно, характерна для отечественных и зарубежных ти-
пов энергетических ВОЯР.
С момента появления указанных кодов расчетные соотношения для оценки КТП в реакторных
каналах фактически не учитывали реальную неравномерность распределения теплогидравлических
параметров по сечению ТВС. Как подчеркивается в работе [1], указанная неравномерность реально
имеет место и, следовательно, должна учитываться при расчете кризиса теплоотдачи в стержневых
сборках ТВЭЛ. Именно в силу этой причины указанные ТГРК, первые модификации которых были
разработаны более 30 лет назад, фактически нельзя считать надежно верифицированными, в первую
очередь применительно к оценке значений КТП, а также уровней теплового потока, соответству-
ющих началу кипения теплоносителя в АкЗ. С учетом изложенного в контексте проблемы повыше-
ния точности оценок этих параметров на основе использования ТГРК, которые стали в настоящее
время основным инструментальным средством обоснования безопасности ВОЯР, определяющим яв-
ляется следующий факт. Расчеты кризисов теплоотдачи в каналах ВОЯР во всех версиях наиболее
совершенных зарубежных и отечественных кодов RELAP, AHTLET, CORSAR и др. до настоящего
времени почти безальтернативно реализуются на основе эмпирических соотношений, полученных в
экспериментах с цилиндрическими каналами, для которых характерным является распределение
важнейших, т.е. определяющих реальную физику ТГП, параметров двухфазного потока вдоль одной -
аксиальной - координаты трубчатого канала. Вполне очевидным является и тот факт, что и математи-
ческие модели основных классов ТГП, реализованные в вышеуказанных кодах, также являются од-
номерными. Вместе с тем, как следует из данных экспериментов, представленных, в частности, в ра-
ботах [1, 2], реальная физика штатных и аварийных ТГП, которые в соответствующих условиях про-
текают в стержневых сборках ТВЭЛ, фактически является дву- и трехмерной. В этой связи очевидно,
что игнорирование этого объективного обстоятельства (в первую очередь, двумерного характера рас-
пределения важнейших параметров ТГП по сечению ТВС) способно приводить к значительным
ошибкам при использовании одномерных математических моделей для описания таких нештатных
режимов теплосъема в АкЗ ВОЯР, какими являются начало кипения и кризис теплоотдачи на поверх-
ности ТВЭЛ. Несомненно также и то, что использование соответствующих экспериментальных кор-
реляций применительно к каждому из вышеуказанных нештатных ТГП для уточненного описания
этих процессов не может считаться оправданным, поскольку способно привести к значительным
ошибкам при оценке величины КТП, а также при определении условий начала кипения теплоносите-
ля в ТВС. Так, например, версия кода RELAP-5/MOD3.2 для расчета КТП в стержневых сборках ис-
пользует корреляцию Biasi, полученную в экспериментах с трубами. Согласно оценкам, выполнен-
ным в работе [1], это обстоятельство предопределяет получение существенно завышенных расчетных
данных по КТП, особенно в диапазоне массовых скоростей теплоносителя 1500 - 3000 кг/м2с. Таким
образом, наиболее распространенные версии современных ТГРК, роль которых в последние годы
возросла настолько, что эти программные комплексы практически безальтернативно стали рассмат-
риваться в качестве основного инструментального средства для расчетного обоснования безопасно-
Н. М. ФИАЛКО, Г. И. ШАРАЕВСКИЙ, С. В. БАБАК, Е. И. ШАРАЕВСКАЯ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2014 ВИП. 22 36
сти действующих и проектируемых АЭС, предусматривают использование: а) математических моде-
лей, не вполне адекватных двумерной физике реальных ТГП, которые протекают в ТВС ВОЯР; б)
замыкающих соотношений ТГРК, которые в ряде случаев существенно устарели, недостаточно точны
и, например, предусматривают безальтернативное использование расчетных корреляций по кризису
теплоотдачи, а также началу кипения, полученных в своем большинстве при экспериментах с кана-
лами только цилиндрической геометрии преобладающего и единственного стандартизованного внут-
реннего диаметра 0,008 м более трех десятилетий назад.
В связи с изложенным весьма актуальным следует считать решение задачи анализа адекват-
ности известных расчетных методик определения кризиса теплоотдачи в ТВС с учетом реального
двумерного физического характера ТГП, протекающих в характерных субканалах - теплогидравли-
ческих ячейках (ТГЯ) стержневых сборок ТВЭЛ.
В настоящей статье представлены результаты обобщения известных экспериментов [4], а
также перспективных подходов к совершенствованию современных ТГРК, которые предложены ав-
торами работы [1] для решения сформулированных выше задач. Указанные результаты являются со-
ставной частью исследований и разработок, обобщенных в недавних монографиях [1 - 3], которые
выполняются в настоящее время в ИПБ АЭС НАН Украины в контексте реализации комплексной
проблемы повышения эксплуатационной безопасности ядерных энергоблоков АЭС Украины.
Как известно [1 - 4 и др.], в последние годы при исследовании условий возникновения кризи-
са теплоотдачи при кипении воды в стержневых сборках ТВЭЛ специалистами признана эффектив-
ность подхода, основанного на численном анализе теплогидравлики теплоносителя в сечении канала.
Наиболее широкое распространение получил метод ячеек [1, 4], который заключается в разбиении
сечения канала со стержневой сборкой на ряд типичных сообщающихся друг с другом характерных в
теплогидравлическом отношении зон, т.е. ТГЯ, и решении уравнений теплогидравлики для системы
таких взаимодействующих субканалов. Полученные значения энтальпии и массовой скорости тепло-
носителя в каждой из соответствующих ТГЯ являются основой для расчетного анализа располагае-
мых значений КТП. При этом конечной целью указанных исследований и разработок является каче-
ственное совершенствование существующих ТГРК в той их части, которая касается усовершенство-
вания программ расчета локальных параметров потока в ячейках и выбору или разработке специаль-
ных корреляций для расчета кризисных условий применительно к характерным субканалам ТВС. В
одной из первых таких работ [5] на основе метода ТГЯ проанализированы данные экспериментов по
исследованию КТП в ТВС с обогреваемой длиной 1,5 - 2,5 м, имеющих большую неравномерность
подогрева теплоносителя по сечению. Локальные параметры в ячейках рассчитывали по программе
ПУЧОК-2С, а КТП в ячейках - по корреляциям ИАЭ [6] и НИКИЭТ [7], рекомендуемым для стерж-
невых сборок. Сравнение результатов расчета с опытными данными показало, что метод ТГЯ при
использовании отечественного ТГРК ПУЧОК-2С и корреляции [7] обеспечивает в большинстве слу-
чаев более высокую точность предсказания кризисных условий, чем методы, основанные на осред-
ненных параметрах потока по сечению.
В этой связи практический интерес представляет сопоставление результатов расчета значений
КТП в ТВС на основе использования отмеченного выше двумерного анализа ТГП, который реализу-
ется отечественным ТГРК ПУЧОК БМ-ДФ (усовершенствованной версии ПУЧОК-2С), с известными
экспериментальными результатами [4] по исследованию кризисов теплоотдачи в ТВС, а также с дан-
ными компьютерной реализации в этой работе близкого по своим вычислительным возможностям
зарубежного компьютерного кода COBRA-II, разработанного в тот же период американскими специ-
алистами. В этой связи следует отметить, что ТГРК ПУЧОК БМ-ДФ обеспечивает реализацию сле-
дующих вычислительных процедур:
решение стационарной системы уравнений, описывающих баланс массы, количества движе-
ния и энергии для каналов, проходное сечение которых содержит до 300 элементарных ячеек (преду-
смотрена также возможность увеличения числа этих расчетных ячеек вдвое);
интегрирование уравнений тепловых и гидродинамических процессов для взаимосвязанных
элементарных субканалов с пересчетом и автоматическим выбором шага;
оценку распределения расходов по ТГЯ посредством выравнивания продольных градиентов
давления в них с соответствующими итерациями на каждом шаге;
учет трех механизмов поперечного перемешивания (конвективные перетоки, турбулентный
обмен и перераспределение расходов по ячейкам с учетом влияния дистанционирующих решеток);
описание турбулентного обмена на основе ряда эмпирических корреляций, выбираемых поль-
зователем из располагаемой библиотеки;
ПРОБЛЕМЫ РАСЧЕТНОГО ОПРЕДЕЛЕНИЯ КРИЗИСА
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2014 ВИП. 22 37
учет гидравлической и тепловой неравноценности элементарных ТГЯ в сечении ТВС.
Кроме того, бесспорным преимуществом математической модели отечественного ТГРК
ПУЧОК БМ-ДФ (в сравнении со всеми известными версиями американского кода RELAP, а также с
идеологически подобным ему программным комплексом, например CORSAR) является его «дву-
мерность». Определяющим в этой модели является тот экспериментально установленный при ее ло-
кальной верификации факт (соответствующие результаты представлены в работе [1]), что указанная
модель предполагает раздельное закипание теплоносителя в основных типах ТГЯ. При этом модель
предусматривает наличие зоны поверхностного кипения неравновесной пароводяной смеси, паросо-
держание которой рассчитывается по зависимости [8] применительно к каждой характерной ТГЯ,
рассматриваемой как изолированный канал. С учетом этого обстоятельства гидравлическое сопро-
тивление каждого такого физического субканала оценивается на основе корреляции [9]. В связи с из-
ложенным следует подчеркнуть также и то принципиальное обстоятельство, что цикл отмеченных
выше работ, связанных с локальной верификацией «двумерного» ТГРК ПУЧОК БМ-ДФ, выполнен на
основе комплексной реализации тех интеллектуальных диагностических подходов, которые ранее с
целью инструментального обеспечения этой верификации были теоретически и экспериментально
обоснованы в работе [10]. Показательно, что именно указанные диагностические подходы обеспечи-
ли возможность надежного определения на основе ТГРК ПУЧОК БМ-ДФ фактического положения
нижней границы пузырьковой структуры двухфазного парожидкостного потока, что, в свою очередь,
обеспечило возможность обоснованной корректировки значений величины гидравлического сопро-
тивления кипящего канала, рассчитываемых с использованием зависимости [9], а также подобных ей
экспериментальных корреляций по началу кипения. Следует отметить, что основные результаты про-
цедур локальной верификации этой важной составляющей комплекса замыкающих соотношений со-
временных ТГРК авторы предполагают рассмотреть в дальнейших публикациях.
Заключая рассмотрение определяющих особенностей «двумерного» ТГРК ПУЧОК БМ-ДФ,
необходимо подчеркнуть, что именно использование локальных параметров пароводяного потока,
установленных с учетом неравномерности распределения теплогидравлических параметров по сече-
нию ТВС обеспечивает этому программному комплексу возможность уточненного определения ло-
кальных запасов до кризиса теплоотдачи для наиболее теплонапряженного ТВЭЛ в каждой ТГЯ. С
этой целью указанный ТГРК предполагает использование обобщающих корреляций по КТП, предло-
женных в работах [5, 6, 11]. При этом теплофизические свойства воды и пара рассчитываются с испо-
льзованием комплекса компьютерных программ, представленных в работе [12]. Переходя с этих по-
зиций к оценке адекватности предложенного выше «двумерного» подхода к разработке современных
ТГРК улучшенной оценки, целесообразно, кроме того, рассмотреть результаты сопоставления рас-
четных данных, полученных на основе использования кода ПУЧОК БМ-ДФ, с соответствующими
расчетами, выполненными посредством компьютерной реализации близкого по своей идеологии к
этому отечественному коду американского программного комплекса COBRA-II, описанного в работе
[13]. Указанное расчетное сопоставление выполнено для условий электрообогреваемой экспери-
ментальной сборки из 25-и имитаторов ТВЭЛ (три из них без обогрева) с равномерным по длине и
неравномерным по сечению профилем энерго-
выделения. Обогреваемая длина указанной сбор-
ки, продольно омываемой потоком воды под дав-
лением Р ≥ 13 МПа, составляла 1,676 м. Попереч-
ное сечение указанного экспериментального рабо-
чего участка изображено на рис. 1.
Рис. 1. Схема расчетных ТГЯ для экспериментальной
сборки с тепловыми имитаторами ТВЭЛ.
Результаты сопоставления данных компь-
Н. М. ФИАЛКО, Г. И. ШАРАЕВСКИЙ, С. В. БАБАК, Е. И. ШАРАЕВСКАЯ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2014 ВИП. 22 38
ютерного расчета параметров экспериментальной ТВС, которые были получены на основе сопостав-
ления расчетных данных, полученных на основе использования каждого из вышеуказанных «двумер-
ных» ТГРК представлены на рис. 2 для двух различных теплогидравлических параметров, а именно:
массовой скорости ρw и балансного паросодержания хб в кризисных ячейках указанной ТВС. Как
следует из результатов этого сопоставления, каждый из вышеуказанных ТГРК, использующих раз-
личные экспериментальные корреляции для замыкания основной системы дифференциальных урав-
нений, обеспечивает получение достаточно близких значений рассматриваемых теплогидравлических
параметров. Таким образом, оба программных комплекса обеспечивают получение близких значений
балансного массового паросодержания в расчетных ТГЯ, однако массовые скорости, рассчитанные
по ТГРК ПУЧОК БМ-ДФ, на 5 - 7 % ниже, чем полученные с использованием программного ком-
плекса COBRA-II.
Рис. 2. Результаты сопоставления расчетных значений двух теплогидравлических параметров (массовой ско-
рости ρw и балансного паросодержания хб), полученных для кризисных ячеек экспериментальной ТВС (см.
рис. 1) на основе ТГРК ПУЧОК БМ-ДФ и COBRA-II: а - массовая скорость; б - балансное массовое паросодер-
жание.
Оценку соответствия результатов компь-
ютерного расчета иного теплогидравлического
параметра, а именно значений КТП в кризисных
ячейках экспериментальной сборки (см. рис. 1),
которые были получены на основе экспериментов
по исследованию кризисов теплоотдачи в указан-
ной ТВС, с данными обобщающей зависимости
[7] иллюстрирует рис. 3.
Рис. 3. Результаты сопоставления расчетных (qр) зна-
чений КТП, полученных на основе использования
ТГРК ПУЧОК БМ-ДФ, с данными экспериментов (qэ),
обобщенных зависимостью работы [7].
ПРОБЛЕМЫ РАСЧЕТНОГО ОПРЕДЕЛЕНИЯ КРИЗИСА
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2014 ВИП. 22 39
Как следует из результатов этого сопоставления (см. рис. 3), при тепловых нагрузках, не пре-
вышающих уровня 3 МВт/м2, дисперсия основного массива экспериментальных точек не превышает
15 % относительно значений КТП, полученных в соответствующих экспериментах [7].
На рис. 4 и 5 представлены результаты сопоставления данных расчета и эксперимента по рас-
пределению массовой скорости и паросодержания по ячейкам сборки из 16 равномерно обогрева-
емых стержней в квадратной упаковке длиной 1,66 м из работы [14]. Эксперименты выполнены при
давлении 7 МПа. На этих же рисунках представлены результаты соответствующих расчетов, полу-
ченные на основе компьютерной реализации версии ТГРК COBRA-III-C из упоминавшейся работы
[14]. Структура системы ТГЯ (субканалов) в указанной экспериментальной ТВС, для которых прово-
дился расчет локальных параметров потока теплоносителя, изображена на рис. 6.
Рис. 4. Результаты сопоставления данных расчета и
эксперимента по распределению теплогидравлических
параметров по сечению экспериментальной ТВС (см.
рис. 6): а - относительная массовая скорость в ТГЯ
wwя ρρ / ; б - паросодержание в ТГЯ. Расчетное зна-
чение массовой скорости в ячейках соответствует 1500
кг/(м2·с). Номера исследовавшихся ячеек представлены
в верхнем правом углу каждого рисунка. Заштрихо-
ванная область соответствует данным эксперимента.
Сплошная линия представляет данные расчета с ис-
пользованием ТГРК ПУЧОК БМ-ДФ. Штриховая ли-
ния соответствует данным расчета ТГРК COBRA-III-C.
Рис. 5. Результаты сопоставления данных расчета и
эксперимента по распределению теплогидравлических
параметров по сечению экспериментальной ТВС (см.
рис. 6): а - относительная массовая скорость в ячейках
wwя ρρ / ; б - паросодержание в ячейках. Расчетное
значение массовой скорости в ячейках - 2000 кг/(м2·с).
Остальные обозначения аналогичны представленным
на рис. 4.
Рис. 6. Структура системы ТГЯ экспериментальной ТВС с тепловыми ими-
таторами ТВЭЛ из работы [14].
Н. М. ФИАЛКО, Г. И. ШАРАЕВСКИЙ, С. В. БАБАК, Е. И. ШАРАЕВСКАЯ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2014 ВИП. 22 40
Рис. 7. Схемы расположения тепловых имитаторов
ТВЭЛ по сечению экспериментальных ТВС: а - 3-
стержневой сборки [15]; б - 4-стержневой [16]; в -
19-стержневой [17].
Представленные на рис 4 и 5 резуль-
таты выполненных расчетов и проведенных
экспериментов свидетельствуют о достаточно
высокой корреляции данных этих исследова-
ний. Полученные данные свидетельствуют о
вполне приемлемой точности расчетного пред-
сказания неравномерностей в распределении
параметров потока по ячейкам сборки, за исключением, пожалуй, угловой ячейки № 2, где оба алго-
ритма несколько завышают паросодержание. Это обстоятельство, по-видимому, связано с влиянием
необогреваемой поверхности, которое для угловой ячейки наиболее заметно. При оценке адекватно-
сти «двумерного» подхода к разработке эффективных ТГРК особый интерес представляют данные по
кризису теплоотдачи в ТВС реальной длины, поскольку неравномерность энтальпии по сечению в
этом случае может накапливаться до больших значений. С этой целью посредством компьютерной
реализации ТГРК ПУЧОК БМ-ДФ, а также на использования расчетной корреляции [7] обработаны
экспериментальные данные по КТП в стержневых сборках с обогреваемой длиной 7,0 м [15 - 17]. По-
перечные сечения экспериментальных ТВС, использовавшихся в указанных работах, представлены
на рис. 7.
Далее на рис. 8 - 10 приведены результаты сопоставления расчетных данных с эксперимен-
тальными для различных сборок в виде зависимости отношения расчетных и экспериментальных
значений критической мощности Nр
кp/N
э
кp от относительной энтальпии потока на входе.
При этом на рис. 8 представлены результаты сопоставления расчетных данных с эксперимен-
тальными данными [15] для участка, состоящего из трех стержней диаметром 14 мм, расположенных
по треугольной решетке с шагом 16,1 мм в канале с проходным сечением треугольной формы. Ди-
станционирование осуществлялось решетками сотового типа, располагавшимися с шагом 350 мм.
Профиль энерговыделения по сечению указанного рабочего участка являлся равномерным, а по вы-
соте был выбран двухступенчатым: на длине 6 м qq / = 0,89 и на длине 1 м вблизи выхода - 1,65. Из
рис. 8 следует, что расчетные данные с использованием корреляции [7] вполне приемлемо согла-
суются с результатами экспериментов.
На рис. 9 представлены результаты сопоставления расчетных данных с экспериментальными
результатами [16] для ТВС, состоящей из четырех тепловых имитаторов ТВЭЛ диаметром 13,5 мм,
расположенных в квадратной решетке с шагом 15,5 мм. В канале установлены 19 дистанциони-
рующих решеток с шагом 350 мм. Тепловыделение являлось равномерным по сечению и по высоте.
Получена достаточно высокая корреляция этих расчетных и экспериментальных данных при ис-
пользовании расчетной зависимости [7].
Рис. 8. Сравнение величины расчетной Nр
кp и экспе-
риментального значения Nэ
кp критических мощностей
в 3-стержневой ТВС [15] в зависимости от относи-
тельной энтальпии на входе хвх при давлении 7,35
МПа и массовой скорости 1000 - 3000 кг/(м2·с).
Рис. 9. Сравнение расчетной и экспериментальной
критических мощностей для 4-стержневой ТВС [16] в
зависимости от относительной энтальпии на входе хвх
при давлении 6,86 МПа и ρw = 1000÷2500 кг/(м2·с).
ПРОБЛЕМЫ РАСЧЕТНОГО ОПРЕДЕЛЕНИЯ КРИЗИСА
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2014 ВИП. 22 41
На рис. 10 представлено сопоставление расчетных данных с данными эксперимента [17] для
19-стержневых ТВС с обогреваемой длиной 7,0 м и неравномерным тепловыделением по сечению и
длине. Стержни диаметром 13,5 мм располагались с шагом 16 мм по треугольной и четырехугольной
решеткам в цилиндрическом канале диаметром 80 мм. Дистанционирование стержней осуществ-
лялось решетками сотового типа с интервалом 350 мм. Как видно из рис. 10, получена вполне прием-
лемая корреляция расчетных данных с результатами
эксперимента. Основной массив расчетных данных име-
ет дисперсию на уровне 10 % относительно эксперимен-
тально зафиксированных значений.
Рис. 10. Сравнение расчетной и экспериментальной критиче-
ских мощностей для 19-стержневой ТВС [17] в зависимости
от относительного теплосодержания на входе хвх при давле-
нии р = 6,0÷8,0 МПа и ρw = 1400÷3000 кг/(м2·с).
Таким образом, высокая корреляция расчетных и экспериментальных данных позволяет с вы-
сокой степенью надежности рекомендовать метод ТГЯ, реализуемый программой ПУЧОК БМ-ДФ и
корреляции [7] для анализа условий работы ТВЭЛ в сборках большой длины.
Заключая вышеизложенное, представляется возможным сделать следующие выводы.
1. Расчеты кризисов теплоотдачи в каналах энергетических ВОЯР в подавляющем большин-
стве современных ТГРК (RELAP, CORSAR и др.) практически безальтернативно реализуются на ос-
нове эмпирических соотношений, полученных в экспериментах с цилиндрическими каналами, для
которых характерным является распределение важнейших параметров ТГП вдоль одной – аксиальной
– координаты такого канала.
2. Реальная физика штатных и аварийных ТГП, которые в соответствующих условиях проте-
кают в ТВС ВОЯР, фактически является дву- и трехмерной.
3. Игнорирование пространственного (в первую очередь двумерного) характера распределе-
ния параметров ТГП по сечению ТВС способно приводить к значительным ошибкам при расчете
КТП на основе использования одномерных ТГРК и соответствующих расчетных корреляций, особен-
но в области аварийных пониженных давлений теплоносителя.
4. При оценке условий возникновения кризиса теплоотдачи в ТВС существенные преимуще-
ства с точки зрения точности полученных оценок КТП обеспечивает применение двумерных ТГРК
(ПУЧОК БМ-ДФ, COBRA), которые основаны на численном анализе ТГП, протекающих в характер-
ных ТГЯ, т.е. субканалах стержневых сборок ТВЭЛ.
5. Значительный практический интерес представляет также анализ методик расчетного опре-
деления начала кипения в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий
теплогидравлических кодов. Анализ указанных методик целесообразно выполнить в следующей пуб-
ликации.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Теплофизика безопасности атомных электростанций: монография / А. А. Ключников, И. Г. Шараевский,
Н. М. Фиалко и др. - Чернобыль: Ин-т проблем безопасности АЭС НАН Украины, 2010. - 484 с.
2. Теплофизика аварий ядерных реакторов: монография / А. А. Ключников, И. Г. Шараевский, Н. М. Фиалко и
др. - Чернобыль: Ин-т проблем безопасности АЭС НАН Украины, 2012. - 528 с.
3. Теплофизика повреждений реакторных установок: монография / А. А. Ключников, И. Г. Шараевский, Н. М.
Фиалко и др. - Чернобыль: Ин-т проблем безопасности АЭС НАН Украины, 2013. - 528 с.
4. Башкин В. С., Миронов Ю. В., Смолин В. Н., Шпанский С. В. Расчет кризиса теплоотдачи при кипении в
стержневых сборках с учетом теплогидравлики элементарных ячеек // Опыт эксплуатации Белоярской АЭС.
Ч. 2. Физика, теплофизика и гидродинамика ядерных реакторов. Информ. материалы. – Свердловск: УрО
АН СССР, 1988.
5. Анализ условий возникновения кризиса теплоотдачи в стержневых сборках методом ячеек / В. С. Башкин,
Ю, В. Миронов, В. Н. Смолин и др. // Теплофизика-82. Теплотехническая безопасность ядерных реакторов
ВВЭР. - Т. 4. - Прага, 1982. - С. 135 - 141.
Н. М. ФИАЛКО, Г. И. ШАРАЕВСКИЙ, С. В. БАБАК, Е. И. ШАРАЕВСКАЯ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2014 ВИП. 22 42
6. Осмачкин B. C., Лысцова Н. Н. Сравнение опытных данных по условиям кризиса теплообмена в моделях
топливных сборок реакторов ВВЭР с результатами расчета по методике ИАЭ // Препринт; ИАЭ-2558. – М.,
1975.
7. Смолин В. Н., Поляков В. К. Методика расчета кризиса теплоотдачи при кипении теплоносителя в стержне-
вых сборках // Семинар ТФ-78. Теплофизические исследования для обеспечения надежности и безопасности
ядерных реакторов водо-водяного типа. - Будапешт, 1978. - T. 2. - С. 475 - 486.
8. Молочников Ю. С., Баташова Г. Н. Истинное паросодержание при кипении воды с недогревом в трубах //
Достижения в области исследований теплообмена и гидравлики двухфазных потоков в элементах энерго-
оборудования. - М.: Наука, 1973. - С. 75.
9. Осмачкин В. С, Борисов В. Д. Гидравлическое сопротивление пучков тепловыделяющих стержней в потоке
кипящей воды. Препринт ИАЭ-1957. - М., 1970.
10. Шараевський І. Г. Розпізнавання передаварійних теплогідравлічних процесів у водоохолоджуваних ядерних
енергетичних реакторах: автореф. дис. … д-ра техн. наук. - К.: ІПБ АЕС НАН України, 2010. - 48 с.
11. Тонг Л. Кризис кипения и критический тепловой поток. - М.: Атомиздат, 1976.
12. Никонов А. П., Никонов С. П., Катковский Е. А. Н2О. - Пакет прикладных программ на ФОРТРАНе для рас-
чета теплофизических свойств и их производных для воды и пара // Препринт; ИАЭ-3344/16. - М., 1980.
13. Еide S. A., Gоlluia R. С. Evaluation and results of loft steady-state departure from nucleate boiling tests. TREE-
NUREG-1043. Idaho National Engineering Laboratory, 1977.
14. Herkenrath H., Hufschmidt W. Experimental subchannel investigation in a 16-rod test section by means of the isoki-
netic sampling technique, Multiphase Trans: Fundam. React. Safety, Appl. Proc. Multiphase Flow and Heat Transfer
Symp. - Workshop. Miami Beach Ela, 16 - 18 Apr., 1979. - Vol. 3. - P. 1713 - 1736.
15. Smolin V. N., Polyakov V. K. Coolant Boiling Crisis in Rod Assemblies. Sixth International Heat Transfer Confer-
ence.- General Paper S., V-5, Toronto, Canada, 1978, p. 47.
16. Перепелица Н. И., Сапанкевич А. П., Сердунь Н. П. Проверка принципов моделирования пучков стержней
при исследовании кризиса теплоотдачи и интенсификации теплосъема // Теплоэнергетика. - 1978. - № 9. -
С. 80 - 82.
17. Осмачкин В. С. Кризис теплообмена при движении кипящей воды вдоль пучков тепловыделяющих стерж-
ней // Препринт; ИАЭ-2014. - М., 1972.
Н. М. Фіалко1, Г. І. Шараєвський1, С. В. Бабак2, О. І. Шараєвська1
1 Інститут проблем безпеки АЕС НАН України, вул. Лисогірська, 12, корп. 106, Київ, 03028, Україна
2 ДП «Науково-технічний центр новітніх технологій» НАН України, пр. Машинобудівний, 28,
Київ, 03067, Україна
ПРОБЛЕМИ РОЗРАХУНКОВОГО ВИЗНАЧЕННЯ КРИЗИ ТЕПЛОВІДДАЧІ У ТЕПЛОВИДІЛЯЮЧИХ
ЗБІРКАХ РЕАКТОРІВ ВВЕР НА ОСНОВІ СУЧАСНИХ ВЕРСІЙ ТЕПЛОГІДРАВЛІЧНИХ КОДІВ
Виконано аналіз адекватності програмних комп’ютерних комплексів ПУЧОК БМ-ДФ та COBRA, що
призначені для розрахунку основних параметрів безпеки водоохолоджуваних ядерних реакторів. Цей розраху-
нок засновано на визначенні локальних теплогідравлічних параметрів потоку теплоносія у стрижневих збірках
тепловиділяючих елементів. Представлено результати порівняння виконаних експериментів з визначення роз-
поділу основних теплогідравлічних параметрів потоку у характерних субканалах стрижневих збірок тепловиді-
ляючих елементів з даними розрахунку цих параметрів на основі вищевказаних комп’ютерних кодів. Особливу
увагу приділено аналізу експериментальних та розрахункових даних щодо визначення умов виникнення кризи
тепловіддачі у стрижневих збірках тепловиділяючих елементів. Показано можливість надійного визначення
критичного теплового потоку на основі використання зазначених двомірних комп’ютерних кодів.
Ключові слова: реактор ВВЕР, криза тепловіддачі, теплогідравлічний код.
N. М. Fialko1, G. I. Sharaevsky1, S. V. Babak2, E. I. Sharaevskaya1
1 Institute for Safety Problems of Nuclear Power Plants NAS of Ukraine, Lysogirska str., 12, building 106,
Kyiv, 03028, Ukraine
2 Government enterprise “Scientific-technical center of high technologies” NAS of Ukraine, Mashinobudivny side str.,
28, Kyiv, 03067, Ukraine
THE PROBLEMS OF CALCULATION OF HEAT TRANSFER CRISIS IN FUEL ASSEMBLIES
OF PW REACTORS BASED ON MODERN VERSIONS OF THERMOHYDRAULIC CODES
This article gives an analysis of the adequacy of computer software systems FASCICLE BM-DF and COBRA,
which are designed to calculate the main parameters of the safety of water-cooled nuclear reactors. This calculation is
based on determining the local thermal-hydraulic parameters of the flow of coolant in the fuel rod assembled elements.
ПРОБЛЕМЫ РАСЧЕТНОГО ОПРЕДЕЛЕНИЯ КРИЗИСА
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2014 ВИП. 22 43
In this article introduced the results of the comparison of experiments performed to determine the distribution of the
main thermal-hydraulic flow parameters characteristic of subchannels of fuel rod assembled elements with the data for
calculating these parameters on the basis of declared computer codes. Particular attention is paid to the analysis of ex-
perimental and calculated data, by definition, burnout in rod fuel assembled elements. It the article is shown the possi-
bility of a reliable determination of this important parameter of a nuclear reactor safety through the use of two-
dimensional computer code FASCICLE BM-DF and COBRA.
Keywords: PW reactors, heat transfer crisis, heat-hydraulic code.
REFERENCES
1. Тhermophysics of Nuclear Power Plants Safety: monography / А. А. Кliuchnykov, I. G. Sharaevsky, N. М. Fialko
et al. - Chornobyl: NAS of Ukraine, Institute for Safety Problems of Nuclear Power Plants, 2010. - 484 p. (Rus)
2. Тhermophysics of Nuclear Reactors Damages: monography / А. А. Кliuchnykov, I. G. Sharaevsky, N. М. Fialko et
al. - Chornobyl: NAS of Ukraine, Institute for Safety Problems of Nuclear Power Plants, 2012. - 528 p. (Rus)
3. Тhermophysics of Nuclear Reactors Defects: monography / А. А. Кliuchnykov, I. G. Sharaevsky, N. М. Fialko et
al. - Chornobyl: NAS of Ukraine, Institute for Safety Problems of Nuclear Power Plants, 2013. - 528 p. (Rus)
4. Bashkin V. S., Mironov Yu. V., Smolin V. N. Shpansky S. V. Payment crisis boiling heat transfer in rod assemblies
based on thermal hydraulics unit cells // Operating experience Beloyarsk. Part 2. Physics, thermal physics and hy-
drodynamics of nuclear reactors. Inform. m-ly. - Sverdlovsk, Ural Branch AS of the USSR, 1988. (Rus)
5. Analysis of the conditions of heat transfer crisis in rod assemblies by cells method / V. S. Bashkin, Yu. V. Mironov,
V. N. Smolin and others // Thermophysics 82. Heat engineering VVER nuclear reactor safety. - T. 4. - Prague,
1982. - P. 135 - 141.(Rus)
6. Osmachkin V. S., Lystsova N. N. Comparison of experimental data on heat transfer in terms of crisis models VVER
fuel assemblies with the results of the calculation procedure IAE // Preprint; IAE-2558. – Moskva, 1975.
7. Smolin V. N., Polyakov V. K. Methods of calculating heat transfer crisis during boiling coolant rod assemblies //
Seminar TF-78. Thermophysical investigations to ensure the reliability and safety of nuclear reactors, pressurized
water type. - Budapest, 1978. - T. 2. - P. 475 - 486. (Rus)
8. Molochnikov Yu. S., Batashova G. N. True vapor content at boiling subcooled water in the pipes // Advances in
research of heat transfer and hydraulic two-phase flows in the elements of power equipment. - Moskva: Nauka,
1973. - P 75. (Rus)
9. Osmachkin V. S., Borisov V. D. Hydraulic resistance of the fuel rod bundles in boiling water flow. Preprint IAE-
1957. - Moscow, 1970. (Rus)
10. Sharaevsky І. G. Recognition of pre-demand heat-hydraulic processes in water-cooled nuclear power reactors. Au-
thoref. ... Doctor. Sc. - Kiev: ISP NPP National Academy of Sciences of Ukraine, 2010. - 48 p. (Ukr)
11. Tong L. Crisis boiling and critical heat flux. - Moskva: Atomizdat, 1976. (Rus)
12. Nikonov A. P., Nikonov S. P., Katkovsky E. А. Н2О - Software package in FORTRAN for the calculation of ther-
mophysical properties and their derivatives for water and steam // Preprint IAE-3344/16. – Moskva, 1980. (Rus)
13. Еide S. A., Gоlluia R. С. Evaluation and results of loft steady-state departure from nucleate boiling tests. TREE-
NUREG-1043. Idaho National Engineering Laboratory, 1977.
14. Herkenrath H., Hufschmidt W. Experimental subchannel investigation in a 16-rod test section by means of the
isokinetic sampling technique, Multiphase Trans: Fundam. React. Safety, Appl. Proc. Multiphase Flow and Heat
Transfer Symp. - Workshop. Miami Beach Ela, 16 - 18 Apr., 1979. - Vol. 3. - P. 1713 - 1736.
15. Smolin V. N., Polyakov V. K. Coolant Boiling Crisis in Rod Assemblies. Sixth International Heat Transfer Confer-
ence. - General Paper S. V-5, Toronto, Canada, 1978, p. 47.
16. Perepelitsa N. I., Sapankevich A. P., Serdun N. P. Checking principles modeling beams rods in the study of heat
transfer crisis and intensification of heat removal // Teploenergetika. - 1978. – No. 9. - Р. 80 - 82. (Rus)
17. Osmachkin V. S. Heat transfer crisis in boiling water movement along the beams of the fuel rods // Preprint; IAE-
2014. - Moskva, 1972. (Rus)
Надійшла 23.12.2013
Received 23.12.2013
|