Использование современных программ вычислительной гидродинамики (CFD) для задач анализа и обоснования отдельных элементов оборудования и режимов эксплуатации реакторных установок является чрезвычайно перспективным. С помощью данных вычислительных комплексов можно вести анализ условий эксплуатации элементов оборудования реакторных установок, работающих в условиях значительных термоциклических колебаний, анализ показаний элементов комплексной системы управления техническими средствами с целью оптимизации алгоритмов и режимов работы.Также не менее важной задачей является анализ температурного поля на входе в активную зону при несимметричных режимах работы реакторной установки. Для внедрения этих комплексов в практическое использование необходимо создание экспериментальной базы для верификации этих программ. В связи с тем, что проведение экспериментов близких по параметрам к реальным реакторным установкам, работающим при колоссальных давлениях связано со значительными экономическими затратами, большинство явлений, происходящих в рассматриваемых системах, с достаточной степенью представительности могут быть исследованы на мелкомасштабных моделях, работающих на воде, при давлениях близких к атмосферному или давлениях до 1 МПа. В рамках данной работы было проведено расчетное исследование процессов смешения неизотермических потоков в одной петле модели судовой ядерной энергетической установки (ЯЭУ) с использованием программных комплексов COMSOL Multyphysics и Solid Works Flow simulation, а также проведена верификация результатов на исследовательском стенде «Однопетлевая модель ЯЭУ». В результате проделанной работы было получено распределение температур в характерных областях однопетлевой модели смешения (кольцевой зазор, нижняя камера, дырчатый лист, имитатор активной зоны), а также эмпирическая зависимость с достаточной степенью точности описывающая процессы смешения. В дальнейшем эмпирическая модель будет дальше уточняться, с целью создания универсальной зависимости высокой точности для прогнозирования процессов смешения.
The use of modern computational fluid dynamics (CFD) programs for the analysis and justification of individual elements of equipment and operating modes of reactor plants is extremely promising. With the help of these computer systems, it is possible to analyze the operating conditions of elements of the equipment of reactor plants operating under significant thermocycler fluctuations, and to analyze the readings of elements of the complex control system for technical means in order to optimize algorithms and operating modes. Also, an equally important task is to analyze the temperature field at the entrance to the core under asymmetric operating conditions of the reactor plant. To implement these systems in practical use, it is necessary to create an experimental base for verification of these programs. Due to the fact that conducting experiments close in parameters to real reactor plants operating at enormous pressures is associated with significant economic costs, most of the phenomena occurring in the systems under consideration can be studied with a sufficient degree of representativeness on smallscale models operating on water at pressures close to atmospheric or pressures up to 1 MPa. As part of this work, a computational study of mixing processes of non-isothermal flows in a single loop of the ship's nuclear power plant model (NPP) was carried out using COMSOL Multiphysics and Solid Works Flow simulation software systems, and the results were verified at the research stand "Single-Loop NPP model". As a result of this work, the temperature distribution was obtained in the characteristic regions of the single-loop mixing model (ring gap, lower chamber, hole sheet, core simulator), as well as an empirical dependence describing the mixing processes with a sufficient degree of accuracy. In the future, the empirical model will be further refined in order to create universal high-accuracy dependence for predicting mixing processes.
The authors declare that there are no conflicts of interest present.