مدل‌سازی جریان آب جوش در مولد بخار VVER-1000

نوع مقاله: یادداشت علمی و فنی

نویسندگان

1 گروه مهندسی هسته‌ای، دانشکده‌ی علوم و فن‌آوری‌های نوین، دانشگاه اصفهان، صندوق پستی 73441-81746، اصفهان ایران

2 گروه فیزیک، دانشکده‌ی علوم، دانشگاه اصفهان، صندوق پستی: 73441-81746، اصفهان ـ ایران

3 پژوهشکده‌ی علوم و فن‌آوری‌های هسته‌ای، صندوق پستی: 1589-81465، اصفهان ـ ایران

4 گروه مهندسی پزشکی، دانشکده‌ی فنی- مهندسی، دانشگاه اصفهان، صندوق پستی: 73441-81746، اصفهان ـ ایران

چکیده

مدل عددی دو بعدی و سه بعدی مولد بخار VVER-1000 ، که در صنعت هسته‌ای کشور از آن استفاده می­‌شود، در این مقاله ارایه شده است. برای مدل­سازی انتقال حرارت جوشان، جوشش و میعان از روش اویلر- اویلر و در مدل‌­سازی سه بعدی طرف ثانویه­‌ی مولد بخار از یک مدل فضای متخلخل پیش از این گزارش شده توسط استوسیک و استوانوویچ برای مولد بخار VVER-440 ، استفاده شده است. مدل فضای متخلخل به این معنی است که بسته لوله­‌های طرف ثانویه به طور جزیی و دقیق مدل­‌سازی نمی‌­شوند، بلکه به صورت منبع­‌های تکانه و انتالپی فرض می‌­شوند. مدل‌­های ساخته شده به کمک تابع­‌هایی که در ANSYS-CFX تعریف شده‌اند، بهبود یافته‌­اند. نتایج این مدل­‌سازی مربوط به حالتی است که مولد در حداکثر توان کار می­‌کند. نتایج به دست آمده، توزیع درصد حجمی بخار و نقش جداکننده­‌ی شناور را، که تنها در
VVER-1000  وجود دارد، نشان می­‌دهد. برای راستی آزمایی نتایج، از نتایج آزمایشگاهی استوانوویچ (1997) استفاده شد. مقایسه بین نتایج به دست آمده از مدل عددی و نتایج تجربی تطابق قابل قبولی را نشان داد. در مدل دو بعدی، توزیع سرعت بخار در مکان­‌های مختلف به دست آمد.

تازه های تحقیق

  1. V. Stavanovic, M. Studovic, 3D modelling as a support to thermal-hydraulic safety analyses with standard codes, Faculty of Mechanical Engineering, University of Belgrade (1999).
  2. G. Kristof, K. Szabo, T. Regert, Modeling of boiling water flow in the horizontal steam generator of the paks nuclear power plant, CFD. HU Ltd, Budapest, Hungry (2008).

 3.   T. Pättikangas, J. Niemi, V. Hovi, SGEN summary report: CFD modeling of horizontal steam generators (2010).

 4.   Y. M. Ferng, H. J. Chang, CFD investigation the impacts of changing operating conditions on the thermal–hydraulic characteristics in a steam generator, Nuclear Science and Technology Development Center, National Tsing Hua University (2007).

 5.   Z. V. Stosic and Stevanovic, V.D. advanced three-dimensional two-fluid porous media method for transient two-phase flow thermal-hydraulics in complex geometries. Numerical Heat Transfer, Part B, 41 (2002) 263–289.

  1. C. Vallee, T. Honne, H. M. Prasser, T. Suhnel, Experimental investigation and CFD simulation of horizontal stratified two-phase flow phenomena, Forschungszentrum Dresden-Rossendorf e.V., Dresden, Germany (2007).

 7.   N. G. Rassohin, Nuclear Power Plant Steam Generators, Atomizat, Moskva, 106 (1980).

 8.   A. G. Ageev, Elektricheskie stancii, 6 (1987).

 9.   I. Karppinen, Third Int, Sem. Horizontal Steam Generators-Lappeenranta (1994).

 10.V. I. Melikhov, O. I. Melikhov, B. I. Nigmatulin, Proc. Int. Conf. Two-phase flow modelling and experimentation, 1 (1995).

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

The Model of Boiling Water Flow in the VVER-1000 Steam Generator

نویسندگان [English]

  • A Safavi 1
  • M. R Abdi 2
  • M Talebi 3
  • M. H Esteki 4
چکیده [English]

2D and 3D numerical models of a steam generator for VVER-1000 type nuclear reactors used in the nuclear industry is presented. For the calculation Euler-Euler approach is applied for modeling the boiling heat transfer, boiling and recondensation. In the 3D model, the secondary side of the steam generator is simulated by the porosity model presented earlier by Stosic and Stevanovic. In the Porosity model, the tubes of the primary circuit are not described in detail, but they are modeled as sources of enthalpy and pressure loss. The physical models were implemented by user-defined programs in ANSYS-CFX12.1 computational fluid dynamics software. The results of the 3D thermal-hydraulic modeling of the steam generator in the Russian type VVER-1000 NPP for the full load operating condition are presented. The results clearly illustrate a void fraction distribution. Moreover, the role of submerged perforated sheet is investigated. The results are compared with a published paper in 1999 by Stevanovic. There is a good agreement between the introduced calculation. In addition, in the 2D model, the superficial velocity of water vapor is calculated as well.
 

  1. V. Stavanovic, M. Studovic, 3D modelling as a support to thermal-hydraulic safety analyses with standard codes, Faculty of Mechanical Engineering, University of Belgrade (1999).
  2. G. Kristof, K. Szabo, T. Regert, Modeling of boiling water flow in the horizontal steam generator of the paks nuclear power plant, CFD. HU Ltd, Budapest, Hungry (2008).

 3.   T. Pättikangas, J. Niemi, V. Hovi, SGEN summary report: CFD modeling of horizontal steam generators (2010).

 4.   Y. M. Ferng, H. J. Chang, CFD investigation the impacts of changing operating conditions on the thermal–hydraulic characteristics in a steam generator, Nuclear Science and Technology Development Center, National Tsing Hua University (2007).

 5.   Z. V. Stosic and Stevanovic, V.D. advanced three-dimensional two-fluid porous media method for transient two-phase flow thermal-hydraulics in complex geometries. Numerical Heat Transfer, Part B, 41 (2002) 263–289.

  1. C. Vallee, T. Honne, H. M. Prasser, T. Suhnel, Experimental investigation and CFD simulation of horizontal stratified two-phase flow phenomena, Forschungszentrum Dresden-Rossendorf e.V., Dresden, Germany (2007).

 7.   N. G. Rassohin, Nuclear Power Plant Steam Generators, Atomizat, Moskva, 106 (1980).

 8.   A. G. Ageev, Elektricheskie stancii, 6 (1987).

 9.   I. Karppinen, Third Int, Sem. Horizontal Steam Generators-Lappeenranta (1994).

 10.V. I. Melikhov, O. I. Melikhov, B. I. Nigmatulin, Proc. Int. Conf. Two-phase flow modelling and experimentation, 1 (1995).