АНАЛІЗ КІНЦЕВО-РІЗНИЦЕВОЇ АПРОКСИМАЦІЇ КОДУ «FLOW» ПРИ ВИКОНАННІ ПРОЕКТНИХ РОЗРАХУНКІВ ПАРАМЕТРІВ ПЕРШОГО ТА ДРУГОГО КОНТУРІВ РЕАКТОРА ВВЕР

Автор(и)

  • Степан Лис Національний університет «Львівська політехніка», м. Львів, Україна, Україна
  • Оксана Юрасова Національний університет «Львівська політехніка», м. Львів, Україна, Україна
  • Ігор Галянчук Lviv Polytechnic National University, Lviv, Ukraine, Україна

DOI:

https://doi.org/10.20998/2413-4295.2024.01.01

Ключові слова:

програмний комплекс, рівняння гідродинаміки, рівняння нейтронної кінетики, код «FLOW», кінцево-різницева апроксимація

Анотація

У кодовому пакеті «FLOW» спільно розв'язуються рівняння гідродинаміки енергії та теплоносія, рівняння нейтронної кінетики та рівняння теплопровідності в металоконструкціях і твелах. Процеси, що описуються цими рівняннями, характеризуються різними постійними часу і під час розрахунку необхідний різний ступінь часової та просторової дискретизації. Метою роботи була демонстрація стійкості чисельних схем, що використовуються в програмі «FLOW» та її модулях, оцінка похибки числового розв’язку для нодалізації. Вихідні диференціальні рівняння в частинних похідних закону збереження маси, енергії та імпульсу зведено до системи звичайних диференціальних рівнянь на основі просторової апроксимації з використанням інтегроінтерполяційного методу. Апроксимацію проводили шляхом інтегрування вихідних диференціальних рівнянь у частинних похідних у межах кожного елементного об’єму ділення за просторовою координатою. Використання інтегроінтерполяційного методу забезпечує виконання законів збереження на розрахунковій сітці в цілому та другого порядку апроксимації за просторовою координатою. Використання інтегроінтерполяційного методу забезпечує виконання законів збереження на розрахунковій сітці в цілому (консервативність методу апроксимації) та другого порядку апроксимації за просторовою координатою. Вплив граничної похибки інтегрування в коді «FLOW» на значення тиску на виході з активної зони та масовий викид із витоку практично не розрізняється. Вплив цих похибок на значення витрат теплоносія на вході та виході з активної зони стає більш помітним. Однак максимальне значення цих відмінностей не перевищує 7 % для витрати на вході в активну зону. Більш суттєві відмінності (порядку 1015 %) спостерігаються при розрахунковій температурі оболонок твелів.  

Посилання

Preliminary safety analysis report. Topical Report. Description of methods and computer codes used in thermal-hydraulic safety analyses. KK.0 UJA.JA.TM.TR.PR009. 412-Пр-205. 2000.

Semerak M., Koba K., Lys S., Kravets T. Software and Technical Complex of Control Basic Parameters of Reactor Installation. 2022 IEEE 17th International Conference on Computer Sciences and Information Technologies (CSIT), 2022, pp.482–485, doi: 10.1109/CSIT56902.2022.10000463.

Mohamed Y. M. M., Abdelfattah Y. S., Mohamed A. E. A.-R. Thermal-hydraulic and solid mechanics safety analysis for VVER-1000 reactor using analytical and CFD approaches. Progress in Nuclear Energy, 2020, Vol. 130, doi: 10.1016/j.pnucene.2020.103568.

Osmachkin V. S., Borisov V. D. Pressure drop and heat transfer for flow of boiling water in vertical road bundles. Reprint of a paper presented at the 4-th International Transfer Conferense, Versall, September, 1970.

Astakhov V. I., Bezrukov Yu. A. [et al. ] Study of influence of linear heat rate upon DNB in the rod bundles, Seminar ThPh-78, CMEA, 1978, Vol. 2.

Smolin V. N., Polyakov V. K. Calculation procedure of DNB at coolant boiling in the rod bundles. Seminar ThPh-78, CMEA, 1978, Vol. 2.

Lys S. S., Semerak M. M., Kanyuka A. I. Analysis of reliability of automatic core protection function of the reactor V-412 in response to local parameters: maximum linear power, departure from nucleate boiling ratio. Problems of atomic science and technology, 2021, 5 (135), pp. 88–97, doi: 10.46813/2021-135-088.

Lys S., Kanyuka A. Analysis of fuel rod performance per cycle: Temperature field, FGP release, swelling. Thermal Science and Engineering Progress, 2021, Vol. 25, p. 100961, doi: 10.1016/j.tsep.2021.100961.

Tverskoy Yu. S. Theory and technology of control systems. Multifunctional process control systems for thermal power plants. B. 2. Design: Monograph. FGBOU VPO ISPU, 2013, 432 p.

Preliminary safety analysis report. Topical report. Description of computer codes and methods of experimental verification used in thermal-hydraulic safety analyses. 412-Пр-206, 2000.

Moustafa M., Ruifeng T., Bo W., Wen J., Ullah A., Alm ElDin Mohamad H. A detailed experimental evaluation of gas – Liquid film attributes in a horizontal rectangular duct by Planar Laser-Induced fluorescence (PLIF) approach. Nuclear Engineering and Design, 2023, Vol. 408, p. 112331, doi: 10.1016/j.nucengdes.2023.112331.

Dolganov K. S. Possibility of misleading readings of water level in VVER steam generator during severe accidents with account for the Fukushima lessons. Nuclear Engineering and Design, 2023, Vol. 413, p. 112519, doi: 10.1016/j.nucengdes.2023.112519.

Dillon R. Shaver, Tomboulides A., Obabko A., Fang J., Saini N. Demonstration of RANS models with wall functions in the spectral element code Nek5000. Nuclear Engineering and Design, 2023, Vol. 408, р. 112302, doi: 10.1016/j.nucengdes.2023.112302.

Kropaczek D. J., Salko R. K., Hizoum B., Collins B.S. Advanced two-phase subchannel method via non-linear iteration. Nuclear Engineering and Design, 2023, Vol. 408, 112328, doi: 10.1016/j.nucengdes.2023.112328.

##submission.downloads##

Опубліковано

2024-04-26

Як цитувати

Лис , С. ., Юрасова , О. ., & Галянчук , І. . (2024). АНАЛІЗ КІНЦЕВО-РІЗНИЦЕВОЇ АПРОКСИМАЦІЇ КОДУ «FLOW» ПРИ ВИКОНАННІ ПРОЕКТНИХ РОЗРАХУНКІВ ПАРАМЕТРІВ ПЕРШОГО ТА ДРУГОГО КОНТУРІВ РЕАКТОРА ВВЕР. Вісник Національного технічного університету «ХПІ». Серія: Нові рішення у сучасних технологіях, (1(19), 3–10. https://doi.org/10.20998/2413-4295.2024.01.01

Номер

Розділ

Енергетика, машинобудування та технології конструкційних матеріалів