Адрес для переписки: Дмитриев Сергей Михайлович – Нижегородский государственный технический университет имени Р. Е. Алексеева, ул. Минина, 24, 603155, г. Нижний Новгород, Российская Федерация Тел.: +7 831 436-23-25 dmitriev@nntu.nnov.ru
Address for correspondence: Dmitriev Sergey M. – Nizhny Novgorod State Technical University named after R. E. Alekseev, 24 Minin str., 603155, Nizhny Novgorod, Russian Federation Tel.: +7 831 436-23-25 dmitriev@nntu.nnov.ru
Представлены результаты экспериментальных исследований локальной гидродинамики и массообмена потока теплоносителя за различными вариантами конструкций дистанционирующих и перемешивающих решеток, разработанных для топливных кассет отечественных и зарубежных ядерных реакторов. Для проведения исследований изготовлены модели следующих топливных кассет: ТВСА для реакторов ВВЭР и ВБЭР, ТВС-КВАДРАТ для реакторов PWR и ТВС реактора КЛТ-40С. Все модели выполнены в полном геометрическом подобии с натурными кассетами. Исследования проводили путем моделирования течения теплоносителя в активной зоне воздухом на аэродинамическом стенде. Для измерения локальных гидродинамических характеристик потока теплоносителя использовали специальные пневмометрические датчики, позволяющие измерять полный вектор скорости в точке по трем его компонентам. Для изучения процессов массообмена использовали метод пропанового трассера. При проведении исследований гидродинамики потока измеряли поперечные скорости потока теплоносителя, расходы теплоносителя по ячейкам модели. Исследование массообменных процессов заключалось в изучении распределения концентрации трассера в экспериментальной модели, определении длин затухания массообменных процессов за перемешивающими решетками, расчете коэффициентов межъячейкового массообмена. Накопленная база данных по течению теплоносителя в тепловыделяющих сборках для реакторов различных типов легла в основу инженерного обоснования конструкций активных зон. Рекомендации по выбору оптимальных вариантов конструкции перемешивающих решеток учитывались конструкторами АО «ОКБМ Африкантов» при создании вводимых в эксплуатацию тепловыделяющих сборок. Результаты исследований используются для верификации CFD-кодов и программ детального поячеечного расчета активных зон с целью уменьшения консерватизма при обосновании теплотехнической надежности.
The results of experimental studies of local hydrodynamics and mass exchange of coolant flow behind spacer and mixing grids of different structural versions that were developed for fuel assemblies of domestic and foreign nuclear reactors are presented in the article. In order to carry out the study the models of the following fuel assemblies have been fabricated: FA for VVER and VBER, FA-KVADRAT for PWR-reactor and FA for KLT-40C reactor. All the models have been fabricated with a full geometrical similarity with full-scale fuel assemblies. The study was carried out by simulating the flow of coolant in a core by air on an aerodynamic test rig. In order to measure local hydrodynamic characteristics of coolant flow five-channel Pitot probes were used that enable to measure the velocity vector in a point by its three components. The tracerpropane method was used for studying mass transfer processes. Flow hydrodynamics was studied by measuring cross-section velocities of coolant flow and coolant rates according to the model cells. The investigation of mass exchange processes consisted of a study of concentration distribution for tracer in experimental model, in determination of attenuation lengths of mass transfer processes behind mixing grids, in calculating of inter-cellar mass exchange coefficient. The database on coolant flow in fuel assemblies for different types of reactors had been accumulated that formed the basis of the engineering substantiation of reactor cores designs. The recommendations on choice of optimal versions of mixing grids have been taken into consideration by implementers of the JSC “OKBM Afrikantov” when creating commissioned fuel assemblies. The results of the study are used for verification of CFD-codes and CFD programs of detailed cell-by-cell calculation of reactor cores in order to decrease conservatism for substantiation of thermal-mechanical reliability.
The authors declare that there are no conflicts of interest present.