Теплогидравлические процессы вблизи поверхности вертикальных труб и пучков стержней при течении теплоносителя со сверхкритическими параметрами

Abstract

В настоящее время существует международная программа GIF IV (Generation IV International Forum), в которой сформулированы основные концепции развития шести новых типов реакторов IV поколения. Наибольший интерес представляют быстрые реакторы c жидким металлическим теплоносителем и водоохлаждаемые реакторы на сверхкритическом давлении 25 МПа (SCWR), позволяющие объединить конструкции реактора с водой под давлением (ВВЭР) и кипящего реактора (РБМК) в единую концепцию и увеличить КПД (до 44%). В данной работе разработана математическая модель для изучения теплогидравлических процессов в каналах SCWR и вблизи пучков вертикальных стержней в области околоприкритических и сверхкритических параметров воды. Установлены зависимости тепловых характеристик от режимных параметров реактора.

Currently, there is an international program GIF IV (Generation IV International Forum), which formulates the basic concepts for the development of six new types of reactors. Of greatest interest are fast reactors with a liquid metal coolant and water-cooled reactors at a supercritical pressure of 25 MPa (SCWR), which make it possible to combine the designs of a pressurized water reactor (VVER) and a boiling water reactor (RBMK) into a single concept and increase the efficiency (up to 44%). In this paper, a mathematical model has been developed to study thermal-hydraulic processes in SCWR channels and near bundles of vertical rods in the region of near-critical and supercritical water parameters. Dependences of thermal characteristics on regime parameters of the reactor are estableshed.