Проблеми підвищення показників надійності розрахункового визначення кризи тепловіддачі у водоохлоджуваних реакторах на базі комп’ютерних теплогідравлічних кодів
The analysis of the current state of research and developments in the field of creation of thermal-hydraulic computer codes has been performed. The experience of creation of foreign versions of best-estimate codes was analyzed. Considerable attention is paid to the issue of critical heat flux calcul...
Збережено в:
| Дата: | 2018 |
|---|---|
| Автор: | |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | English |
| Опубліковано: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2018
|
| Онлайн доступ: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/106 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Репозитарії
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-106 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-1062019-03-02T08:00:31Z Problems of Reliability Indicators Increase of Critical Heat Flux Calculations in the Water-Cooled Nuclear Reactors Based on the Computer Thermal-Hydraulic Codes Проблеми підвищення показників надійності розрахункового визначення кризи тепловіддачі у водоохлоджуваних реакторах на базі комп’ютерних теплогідравлічних кодів Sharaevsky, G. The analysis of the current state of research and developments in the field of creation of thermal-hydraulic computer codes has been performed. The experience of creation of foreign versions of best-estimate codes was analyzed. Considerable attention is paid to the issue of critical heat flux calculation of nuclear reactors channels. It is demonstrated that now the efficiency of application of modern computer codes for estimating of the heat transfer crisis in the water-cooled nuclear reactors requires further improvement. Calculation methods for accuracy increase of predicting this thermal-hydraulic phenomenon in reactor channels are considered. The well-known methods of critical thermal flux in nuclear reactors channels have been analyzed. Peculiarities of determination of the heat transfer crisis in the forced of the vapor-water steam motion have been reviewed. Adequacy of software computer codes designed to calculate the main safety parameters of water-cooled nuclear reactors was analyzed. The idea of the physical mechanism of the heat transfer crisis under forced motion of a two-phase flow in heated channels was considered. Particular attention has been paid to analysis of experimental and calculated data on conditions of initiation of a heat transfer crisis in fuel assemblies rods. Виконано аналіз сучасного стану досліджень та розробок стосовно створення теплогідравлічних розрахункових кодів. Проаналізовано досвід створення зарубіжних версій кодів покращеної оцінки. Значну увагу приділено проблемам розрахункового визначення критичних теплових потоків у каналах ядерних реакторів. Показано, що реалізовані в сучасних розрахункових кодах методи визначення КТП потребують подальшого удосконалення. Розглянуто сучасні методики прогнозування кризи тепловіддачів реакторних каналах. Проаналізовано відомі методи розрахункового визначення критичного теплового потоку в каналах ядерних реакторів. Розглянуто особливості визначення кризи тепловіддачі в разі вимушеного руху пароводяного потоку. Виконано аналіз адекватності програмних комп’ютерних комплексів, призначених для розрахунку параметрів безпеки водоохолоджуваних ядерних реакторів. Розглянуто уявлення про фізичний механізм кризи тепловіддачі в разі вимушеного руху двофазного потоку в каналах, що обігріваються. Особливу увагу приділено аналізу експериментальних і розрахункових даних щодо умов виникнення кризи тепловіддачі в стрижневих збірках тепловидільних елементів. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2018-08-28 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/106 10.32918/nrs.2018.3(79).03 Nuclear and Radiation Safety; No 3(79) (2018): Nuclear and Radiation Safety; 16-22 Ядерна та радіаційна безпека; № 3(79) (2018): Ядерна та радіаційна безпека; 16-22 2073-6231 en https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/106/106 |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| collection |
OJS |
| language |
English |
| format |
Article |
| author |
Sharaevsky, G. |
| spellingShingle |
Sharaevsky, G. Проблеми підвищення показників надійності розрахункового визначення кризи тепловіддачі у водоохлоджуваних реакторах на базі комп’ютерних теплогідравлічних кодів |
| author_facet |
Sharaevsky, G. |
| author_sort |
Sharaevsky, G. |
| title |
Проблеми підвищення показників надійності розрахункового визначення кризи тепловіддачі у водоохлоджуваних реакторах на базі комп’ютерних теплогідравлічних кодів |
| title_short |
Проблеми підвищення показників надійності розрахункового визначення кризи тепловіддачі у водоохлоджуваних реакторах на базі комп’ютерних теплогідравлічних кодів |
| title_full |
Проблеми підвищення показників надійності розрахункового визначення кризи тепловіддачі у водоохлоджуваних реакторах на базі комп’ютерних теплогідравлічних кодів |
| title_fullStr |
Проблеми підвищення показників надійності розрахункового визначення кризи тепловіддачі у водоохлоджуваних реакторах на базі комп’ютерних теплогідравлічних кодів |
| title_full_unstemmed |
Проблеми підвищення показників надійності розрахункового визначення кризи тепловіддачі у водоохлоджуваних реакторах на базі комп’ютерних теплогідравлічних кодів |
| title_sort |
проблеми підвищення показників надійності розрахункового визначення кризи тепловіддачі у водоохлоджуваних реакторах на базі комп’ютерних теплогідравлічних кодів |
| title_alt |
Problems of Reliability Indicators Increase of Critical Heat Flux Calculations in the Water-Cooled Nuclear Reactors Based on the Computer Thermal-Hydraulic Codes |
| description |
The analysis of the current state of research and developments in the field of creation of thermal-hydraulic computer codes has been performed. The experience of creation of foreign versions of best-estimate codes was analyzed. Considerable attention is paid to the issue of critical heat flux calculation of nuclear reactors channels. It is demonstrated that now the efficiency of application of modern computer codes for estimating of the heat transfer crisis in the water-cooled nuclear reactors requires further improvement. Calculation methods for accuracy increase of predicting this thermal-hydraulic phenomenon in reactor channels are considered. The well-known methods of critical thermal flux in nuclear reactors channels have been analyzed. Peculiarities of determination of the heat transfer crisis in the forced of the vapor-water steam motion have been reviewed. Adequacy of software computer codes designed to calculate the main safety parameters of water-cooled nuclear reactors was analyzed. The idea of the physical mechanism of the heat transfer crisis under forced motion of a two-phase flow in heated channels was considered. Particular attention has been paid to analysis of experimental and calculated data on conditions of initiation of a heat transfer crisis in fuel assemblies rods. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2018 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/106 |
| work_keys_str_mv |
AT sharaevskyg problemsofreliabilityindicatorsincreaseofcriticalheatfluxcalculationsinthewatercoolednuclearreactorsbasedonthecomputerthermalhydrauliccodes AT sharaevskyg problemipídviŝennâpokaznikívnadíjnostírozrahunkovogoviznačennâkriziteplovíddačíuvodoohlodžuvanihreaktorahnabazíkompûternihteplogídravlíčnihkodív |
| first_indexed |
2024-09-01T17:39:00Z |
| last_indexed |
2024-09-01T17:39:00Z |
| _version_ |
1809016255471943680 |