نوع مقاله : مقاله 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
- 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).
- 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.
- 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.
- 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).
- 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.
- 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).
)