Экспериментальное моделирование переходных теплогидравлических процессов в энергетической установке

Имея полувековой опыт проектирования и эксплуатации судовых ядерных энергетических установок, при проектировании новых установок борьба ведется за повышенные ресурсные характеристики оборудования и, в особенности, ресурс активной зоны реактора. Для достижения необходимого результата проводится глубокий анализ всех физико-химических процессов, происходящих в основном оборудовании реакторной установки. Важную роль в этой работе играет исследование переходных теплогидравлических процессов. Такие процессы являются инерционными и вносят в систему колебательные возмущения первого порядка малости. Так же важно исследовать системы на динамическую устойчивость. Эта сторона исследования важна не только для судовых установок с присущей им маневренностью, но и энергоблокам большой энергетики. Анализ и исследование математических моделей является затруднительным процессом, поскольку даже для самой простой двухконтурной установки такая модель будет состоять из нескольких нелинейных дифференциальных уравнений. В этом случае целесообразно прибегать либо к численным методам, либо к упрощенным математическим моделям. Для исследования переходных теплогидравлических процессов в рамках этой работы использовался экспериментальный стенд ФТ-100, представляющий собой модель двухконтурной установки. Были реализованы несколько режимов номинальной работы. Полученные результаты были проверены на согласование с простейшей математической моделью, и могут служить исходными для дальнейшего расчета параметров установки. Также ценность полученного массива данных заключается в возможности верификации расчетных кодов динамики и систем автоматического управления. Данные коды являются ценным инструментом при проектировании, получение новых экспериментальных данных помогает увеличить точность расчета.

1. Зверев Д.Л., Пахомов А.Н., Полуничев В.И., Вешняков К.Б., Кабин С.В. Реакторная установка нового поколения РИТМ-200 для перспективного атомного ледокола. Атомная энергия. 2012;113(6):323-328.

2. В. В. Петрунин, Ю. П. Фадеев, В. А. Панов, А. Н. Пахомов, В. И. Полуничев, Д. А. Голубева Продление срока эксплуатации и повышение безопасности судовых реакторных установок. Атомная энергия. 2012; 113(6): 328-333.

3. Кресов Д.Г., Куликов А.В., Оленская Е.В. Обеспечение повышенных ресурсных характеристик судовых реакторных установок. Атомная энергия. 2019;127(1):8-13.

4. Митенков Ф.М., Чирков В.А. Система автоматического управления. Нижний Новгород. Нижегород. гос. техн. ун-т им. Р.Е. Алексеева. 2015; 159.

5. Семенов, В. К. Математическое моделирование теплофизических процессов в системе реактор-парогенератор. Вестник ИГЭУ. 2013;1:5-8.

6. Будников В.И., Савихин О.Г., Чистов А.С. Численное моделирование нестационарных теплогидравлических процессов в контурах циркуляции водяного теплоносителя перспективной АЭС. Вестник Нижегородского универститета им. Н.И. Лобачевского им. Н.И. Лобаческого. 2013; 1(1): 158-163.

7. Гусев И. Н., Казанский В. Р., Витковский И. Л. Динамическая устойчивость энергоблока с ВВЭР-1200. Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2017;3:22-32.

8. Митенков Ф.М., Моторов Б.И. Нестационарные режимы судовых ядерных паропроизводящих установок. Л. Судостроение. 1970; 200.

9. Аношкин Ю.И., Дунцев А.В. Теплообменные процессы в ЯЭУ. Нижний Новгород. Нижегород. гос. техн. ун-т им. Р.Е. Алексеева. 2015; 139.

10. Емельянов И.Я., Ефанов А.И., Константинов Л.В. Научно-технические основы управления ядерными реакторами. М. Энергоиздат. 1981; 360