Прогнозування режимів погіршеного теплообміну в перспективних реакторах IV покоління з надкритичними параметрами теплоносія

Скорочена інформація про документ
dc.contributor.advisorПисьменний, Євген Миколайович
dc.contributor.authorФілонов, Владислав Віталійович
dc.date.accessioned2023-05-04T11:23:44Z
dc.date.available2023-05-04T11:23:44Z
dc.date.issued2023
dc.description.abstractФілонов В.В. Прогнозування режимів погіршеного теплообміну в перспективних реакторах IV покоління з надкритичними параметрами теплоносія. – Кваліфікаційна наукова праця на правах рукопису. Дисертація на здобуття наукового ступеня доктора філософії за спеціальністю 143 - Атомна енергетика. – Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського» МОН України, Київ, 2023. Дисертаційна робота присвячена розробці на основі експериментальних даних спеціальних процедур та інструментів для оцінки режимів погіршеного теплообміну в активній зоні перспективних реакторів IV покоління – водяних реакторів з надкритичними параметрами теплоносія. У вступі обґрунтовано актуальність розробки спеціальних процедур, подано загальну характеристику роботи, сформульована її мета, основні задачі, об’єкт та предмет досліджень, наведена наукова новизна та практична цінність отриманих результатів, представлено інформацію про особистий внесок здобувача та апробацію роботи, її структуру та обсяг. У першому розділі приведений критичний огляд сучасного стану досліджень теплообміну при надкритичних параметрах стану теплоносія. Розглянуті основні фізичні аспекти погіршення теплообміну, а також складність структурних досліджень течії. Розглядаються сучасні напрацювання з використання DNS методів. Наведений сучасний стан застосування методів обчислювальної гідродинаміки (CFD) для прогнозування нелінійних задач теплообміну при надкритичних параметрах, а також проблеми відокремлення феномену погіршення тепловіддачі від умов ядерного обігріву у контексті перспективних активних зон. На основі літературного огляду сформульовано мету та завдання дослідження. Другий розділ присвячений адаптації методу передаточної матриці (ТММ) для аналізу нелінійних термо-гідравлічних процесів при надкритичних параметрах теплоносія. Сформовані базові принципи лінеаризації та чисельного розв’язання вихідної системи рівнянь. Запропонований метод фактично знімає обмеження на вид кореляцій для чисел Ейлера та Нусельта і має покращену стабільність як при застосуванні неявних кореляцій так і при перехідному процесі. Розроблений метод може інтерпретуватися як основа сучасних теплогідравлічних кодів для обґрунтування безпеки перспективних реакторних установок. Третій розділ присвячений розширенню можливостей методів одновимірної теплогідравліки, які детально описані у другому розділі, шляхом введення диференційних функцій для визначення процесів інтенсивності дисипації та теплообміну. Здійснено логічний перехід від управляючих рівнянь одновимірного підходу до двовимірної осесиметричної постановки у вигляді моделі «вузького каналу». Запропонований альтернативний вигляд для функціональної залежності дотичних напружень, що дозволило підвищити стабільність методу. Завдяки застосуванню понять «базової» та «коригуючої величини, які введені у другому розділі, для отриманої системи вдалося побудувати розв’язок у вигляді суми ряду, коефіцієнти розкладу якого визначаються за допомогою ефективної чисельної процедури. Наведені результати валідації свідчать, що запропонований підхід дозволяє прогнозувати особливості структури течії при погіршеному теплообміні, при значному скороченні розрахункових ресурсів у порівнянні з CFD. Особливістю підходу є те, що він аналогічно і до ТММ дозволяє зняти практично всі обмеження на вигляд та структуру функціональних залежності для турбулентних характеристик, та дозволяє оперувати як з локальними параметрами так і з середньомасовими характеристиками. Четвертий розділ присвячений проблемі адаптації існуючого універсального чи спеціалізованого інструментарію теплогідравлічного аналізу для нелінійних задач теплообміну при надкритичних параметрах теплоносія при погіршенні тепловіддачі. Розглянуті складності прогнозу нелінійного теплообміну при надкритичних параметрах інженерними методами розрахункової гідродинаміки. Запропоновано простий спосіб адаптації двозонної температурної пристінкової функції Кадера на основі існуючих зондових досліджень для двоокису вуглецю. Обговорюється проблема імплементації в універсальні пакети обчислювальної гідродинаміки CFD, яка базується на способі вибору опорної координати пристінкової зони для визначення динамічної швидкості та безрозмірної температури. На прикладі ANSYS CFX показаний один із способів створення спеціальної користувальницької процедури, яка має покращену тенденцію щодо прогнозу аксіального профілю температури при погіршеному теплообміні. У розділі проведено калібрування та валідацію отриманих результатів на основі експериментальних досліджень для вертикальних труб та стержневих збірок імітаторів твел. Також обговорюються особливості запропонованої імплементації, та сформовані рекомендації для застосування та подальшого удосконалення інженерних підходів для прогнозування погіршення теплообміну при надкритичних параметрах теплоносія. П’ятий розділ присвячений розробці спеціального інструментарію для прогнозу режимів теплообміну з надкритичними параметрами теплоносія в умовах ядерного обігріву. Для цього було виконано спряження теплогідравлічної частини, яка описана у розділі 2 та 3, за рахунок сполучення поля тиску та введення інтегральних характеристик потоку з нейтронофізичною задачею. Розроблений спеціальний інтерфейс спряження із зональною моделлю тепловиділяючого елемента (твел), в якій джерело енерговиділення є результатом розв’язку нейтронофізичної задачі при наперед заданих умовах критичності системи. З метою оптимізації спряжених розрахунків сформовані параметричні профілі енерговиділення, які отримані за допомогою MCNP4C, які сполучаються із чарунковим кодом WIMS5b. У розділі розглянуті особливості прогнозу режимів теплообміну в умовах ядерного обігріву, а також вплив форми погіршеного теплообміну на критичність системи. У шостому розділі наведені результати оцінки стаціонарного стану перспективного реактора ECC-SMART із застосуванням підходів, які описані у розділах 2-5. Побудована еквівалентна теплогідравлічна схема для попередньої оцінки енерговиділення в тепловиділяючих збірках (ТВЗ). Розглянуті питання імплементації коефіцієнтів переносу та енерговиділення в пристінковій зоні на основі спеціальної пристінкової функції (розділ 4) та оцінок спряженого коду (розділ 5). Застосовані методи дозволили в десятки разів скоротити дискретизацію повної CFD моделі перспективного реактора, де проточна частина активної зони виконана досить точно. Наукова новизна одержаних результатів. В роботі наведені результати, які отримані вперше, а саме: Побудована адаптація методу передаточної матриці для задач неізотермічної теплогідравліки при екстремально-нелінійній поведінці теплофізичних властивостей теплоносія. На основі введених понять «базової» та «коригуючої» змінних побудовані аналітичні функції елементу, які дають можливість отримати точний розв’язок для абстрактних величин. Запропоновано спосіб сумісного розв’язання диференційних та трансцендентних рівнянь, які дозволяють підвищити надійність розрахунків режимів нелінійного теплообміну із застосуванням неявних, неоднозначних кореляцій. Адаптовано надійні методи, які побудовані для одновимірної теплогідравліки, для двовимірної постановки у наближенні «вузького каналу» із застосуванням модифікованого визначення турбулентного переносу, яка базується на нелінійній алгебраїчній моделі турбулентності. На основі диференційних функцій інтенсивності дисипації енергії та теплообміну, а також поля тиску побудоване 1D-2D спряження запропонованих методів, що дозволило отримати підхід, який вміщає в собі переваги системних кодів та CFD, оскільки дозволяє оперувати як з локальними, так і з інтегральними характеристиками потоку. Запропонована проста адаптація двозонної температурної пристінкової функції, показано особливості її імплементації в пакети обчислювальної гідродинаміки. Наведені результати її застосування для прогнозування режимів погіршеного теплообміну. На основі розробленої спеціальної процедури спряження теплогідравлічної та нейтронофізичної задачі виконана оцінка впливу погіршеного теплообміну на критичність системи, що дозволило судити про особливості переходу через критичну температуру в умовах ядерного обігріву. Побудовані параметричні функції профілів енерговиділення, які є характерними для теплообміну при надкритичних параметрах в умовах ядерного обігріву.uk
dc.description.abstractotherFilonov V.V. Prediction of the regimes with deteriorated heat transfer in perspective IV generation reactors with supercritical coolant parameters - Qualification scientific study on the rights of manuscript. Dissertation for the degree of Doctor of Philosophy of 143 «Nuclear power engineering» specialty. – National Technical University of Ukraine “Igor Sikorsky Kyiv Polytechnic Institute”, Education and science ministry of Ukraine, Кyiv, 2023. The dissertation work is devoted to the development of special procedures and tools for deterioration heat transfer modes assessment in the core of advanced generation IV reactors based on experimental data. Foreword represents the substantiated relevance of the special procedures development. The general characteristics of the work are given. Its purpose, main objectives, object and subject of research also are formulated. The study scientific originality and practical value of the results obtained are shown. The thesis structure and scope of the work, information on the personal contribution of the applicant and the work approbation are represented. At first chapter a critical review of the current state of research on heat transfer at supercritical coolant parameters is given. The main physical aspects of heat transfer deterioration, as well as the complexity of structural flow evaluation are considered. Modern practices in the use of DNS methods are considered. The current state of the application of CFD for the prediction of nonlinear heat transfer problems at supercritical parameters furthermore, the problem of separating the phenomenon from the conditions of nuclear heating in the context of advanced reactor cores are represented. The aim and objectives of the study are formulated based on the literature review. The second chapter is devoted to the adaptation of the transfer matrix method (TMM) for the analysis of nonlinear thermo-hydraulic processes for the coolant at supercritical parameters. The basic principles of linearization and numerical solution of the initial system of equations are devised. The proposed method actually removes the restrictions on the type of correlations for the Euler and Nusselt numbers and has improved stability both when using implicit correlations and during the transient process. The developed method can be interpreted as the basis of modern codes of thermal hydraulics. The third chapter is assigned to extend the capabilities of the one-dimensional thermal hydraulics methods, which are described in detail in the second section by introducing differential functions for determining the processes of dissipation intensity and heat transfer. There is a logical transition from the governing equations of the one-dimensional approach to a two-dimensional axisymmetric formulation in the form of a "narrow channel" model. An alternative form for the functional dependence of tangential stresses is proposed, which allows increasing the stability of the method. Due to the application of the concepts of "base" and "correcting value", which were introduced in the second section, it was possible to construct a solution for the obtained system in the sum of a series, the decomposition coefficients of which are determined by an effective numerical procedure. The presented validation results show that the proposed approach allows predicting the features of the flow structure under the deteriorated heat transfer, with a significant reduction in computational resources compared to CFD. Approach features is that it, similarly to TMM, allows to remove almost all restrictions on functional dependences for turbulent characteristics, and allows to operate both with local parameters and with average mass characteristics. Fourth chapter represents the problem of adaptation of existing universal or specialized tools of thermal-hydraulic analysis for nonlinear problems of heat transfer at supercritical parameters of the coolant with deterioration of heat transfer. The prediction difficulties of nonlinear heat transfer at supercritical parameters by engineering methods of computational fluid dynamics are considered. A simple method of adaptation of the two-zone wall temperature Kader function based on existing probe studies for carbon dioxide is proposed. The problem of implementation in universal CFD computational fluid dynamics packages is discussed, which is based on the method of choosing the wall zone reference coordinate for determining the dynamic velocity and dimensionless temperature. The example of ANSYS CFX shows one of the ways to create a special user procedure, which has an improved tendency to predict the axial temperature profile of the deteriorated heat transfer. In this section, the calibration and validation of the obtained results based on experimental studies for vertical tubes and rod assemblies of fuel element simulators is carried out. The peculiarities of the proposed implementation are also discussed, and recommendations for the application and further improvement of engineering approaches for predicting the deterioration of heat transfer at supercritical parameters of the coolant are formed. Fifth chapter allocated to the development of special tools for prediction of heat transfer modes with supercritical parameters under nuclear heating conditions. For this purpose, the coupling of the thermohydraulic part described in Sections 2 and 3 was performed by combining the pressure field and setting the integral flow characteristics with the neutron-physical problem. A special interface was developed for coupling with the zonal model of the fuel element, in which the source of energy release is the result of solving the neutron-physical problem under predetermined conditions of criticality of the system. In order to optimize the coupled calculations, parametric profiles of energy release were formed using MCNP4C and connected with the WIMS5b cell code. In this section, the peculiarities of the heat transfer modes penetration under nuclear heating conditions are considered, as well as the influence of the deteriorated heat transfer form on the criticality of the system. Sixth chapter represents the results of steady-state assessment of the advanced ECC-SMART reactor using the approaches described in Chapters 2-5. The equivalent thermal-hydraulic scheme for preliminary estimation of the turbulent Prandtl number and energy release in the fuel assembly are build. The issues of implementation of transfer coefficients and energy release in the near-wall region based on a special near-wall function (Chapter 4) and conjugate code estimates (Chapter 5) are considered. The applied methods made it possible to reduce the discretization of the full CFD model of the advanced reactor by tens of times, where the reactor core flow part is performed quite accurately. Scientific novelty of the obtained results. The thesis study represents the first obtained results, namely: The adaptation of the transfer matrix method for the problems of non-isothermal thermal hydraulics with extreme nonlinear behavior of thermal properties is performed. Based on the introduced concepts of "basic" and "correcting" variables, the analytical functions of the element are derived, which make it possible to obtain an exact solution for abstract quantities. A method of joint solution of differential and transcendental equations is proposed, which allows to increase the reliability of calculations of nonlinear heat transfer modes with the use of implicit, controversial correlations. Reliable methods constructed for one-dimensional thermal hydraulics are adapted for two-dimensional formulation in the "narrow channel" approximation using a modified definition of turbulent transport based on a nonlinear algebraic turbulence model. On the basis of differential intensity functions of energy dissipation, heat transfer and pressure field, a 1D-2D conjugation of the proposed methods is constructed. It allows to obtain an approach that combines the advantages of system codes and CFD, since it allows to operate with both local and integral characteristics of the flow. A simple adaptation of the two-zone wall temperature function is proposed, the features of its implementation in computational fluid dynamics packages are shown. The results of its application for predicting the modes of deteriorated heat transfer are presented. Based on the developed special coupling procedure of thermal-hydraulic and neutron-physical problems, the influence of the deteriorated heat transfer on the criticality of the system was assessed. This allowed to conclude about the peculiarities of the transition through the critical temperature under nuclear heating conditions. The parametric functions of energy release profiles were constructed, which are typical for the heat transfer at supercritical parameters under nuclear heating conditions.uk
dc.format.extent242 с.uk
dc.identifier.citationФілонов, В. В. Прогнозування режимів погіршеного теплообміну в перспективних реакторах IV покоління з надкритичними параметрами теплоносія : дис. … д-ра філософії : 143 – Атомна енергетика / Філонов Владислав Віталійович. – Київ, 2023. – 242 с.uk
dc.identifier.urihttps://ela.kpi.ua/handle/123456789/55291
dc.language.isoukuk
dc.publisherКПІ ім. Ігоря Сікорськогоuk
dc.publisher.placeКиївuk
dc.subjectтеплообмінuk
dc.subjectгідродинамікаuk
dc.subjectтурбулентній потікuk
dc.subjectтурбулентна в’язкістьuk
dc.subjectнадкритичні параметриuk
dc.subjectпогіршений теплообмінuk
dc.subjectпсевдо-фазовий перехідuk
dc.subjectполе швидкостіuk
dc.subjectтертяuk
dc.subjectгідравлічний опірuk
dc.subjectпідйомна силаuk
dc.subjectтемператураuk
dc.subjectтемпературне полеuk
dc.subjectаналітичний розв’язокuk
dc.subjectчисельний експериментuk
dc.subjectсистемний аналізuk
dc.subjectСFDuk
dc.subjectТММuk
dc.subjectпограничний шарuk
dc.subjectактивна зонаuk
dc.subjectнадійністьuk
dc.subjectчисло Рейнольдсаuk
dc.subjectчисло Нуссельтаuk
dc.subjectheat transferuk
dc.subjecthydrodynamicsuk
dc.subjectturbulent flowuk
dc.subjectturbulent viscosityuk
dc.subjectsupercritical parametersuk
dc.subjectdeteriorated heat transferuk
dc.subjectpseudo-phase transitionuk
dc.subjectvelocity fielduk
dc.subjectfrictionuk
dc.subjecthydraulic resistanceuk
dc.subjectbuoyancy forceuk
dc.subjecttemperatureuk
dc.subjecttemperature fielduk
dc.subjectanalytical solutionuk
dc.subjectnumerical experimentuk
dc.subjectsystem analysisuk
dc.subjectboundary layeruk
dc.subjectreactor coreuk
dc.subjectsafetyuk
dc.subjectReynolds numberuk
dc.subjectNusselt numberuk
dc.subject.udc621.039.524.44uk
dc.titleПрогнозування режимів погіршеного теплообміну в перспективних реакторах IV покоління з надкритичними параметрами теплоносіяuk
dc.typeThesis Doctoraluk

Файли

Контейнер файлів
Зараз показуємо 1 - 1 з 1
Ескіз
Назва:
Filonov_dys.pdf
Розмір:
21.61 MB
Формат:
Adobe Portable Document Format
Опис:
Завантажити
Ліцензійна угода
Зараз показуємо 1 - 1 з 1
Ескіз недоступний
Назва:
license.txt
Розмір:
9.1 KB
Формат:
Item-specific license agreed upon to submission
Опис:
Завантажити

Зібрання

Дисертації (АЕ)
Дисертації (вільний доступ)