Проблемы расчетного определения кризиса теплоотдачи в тепловыделяющих сборках реакторов ВВЭР на основе современных версий теплогидравлических кодов

Abstract

Выполнен анализ адекватности программных компьютерных комплексов ПУЧОК БМ-ДФ и COBRA, предназначенных для расчета основных параметров безопасности водоохлаждаемых ядерных реакторов. Этот расчет основан на определении локальных теплогидравлических параметров потока теплоносителя в стержневых сборках тепловыделяющих элементов. Представлены результаты сравнения выполненных экспериментов по определению распределения основных теплогидравлических параметров потока в характерных субканалах стержневых сборок тепловыделяющих элементов с данными расчета этих параметров на основе вышеуказанных компьютерных кодов. Особое внимание уделено анализу экспериментальных и расчетных данных по определению условий возникновения кризиса теплоотдачи в стержневых сборках тепловыделяющих элементов. Показана возможность надежного определения критического теплового потока на основе использования указанных двумерных компьютерных кодов.

Виконано аналіз адекватності програмних комп’ютерних комплексів ПУЧОК БМ-ДФ та COBRA, що призначені для розрахунку основних параметрів безпеки водоохолоджуваних ядерних реакторів. Цей розрахунок засновано на визначенні локальних теплогідравлічних параметрів потоку теплоносія у стрижневих збірках тепловиділяючих елементів. Представлено результати порівняння виконаних експериментів з визначення роз- поділу основних теплогідравлічних параметрів потоку у характерних субканалах стрижневих збірок тепловиділяючих елементів з даними розрахунку цих параметрів на основі вищевказаних комп’ютерних кодів. Особливу увагу приділено аналізу експериментальних та розрахункових даних щодо визначення умов виникнення кризи тепловіддачі у стрижневих збірках тепловиділяючих елементів. Показано можливість надійного визначення критичного теплового потоку на основі використання зазначених двомірних комп’ютерних кодів.

This article gives an analysis of the adequacy of computer software systems FASCICLE BM-DF and COBRA, which are designed to calculate the main parameters of the safety of water-cooled nuclear reactors. This calculation is based on determining the local thermal-hydraulic parameters of the flow of coolant in the fuel rod assembled elements. In this article introduced the results of the comparison of experiments performed to determine the distribution of the main thermal-hydraulic flow parameters characteristic of subchannels of fuel rod assembled elements with the data for calculating these parameters on the basis of declared computer codes. Particular attention is paid to the analysis of experimental and calculated data, by definition, burnout in rod fuel assembled elements. It the article is shown the possibility of a reliable determination of this important parameter of a nuclear reactor safety through the use of twodimensional computer code FASCICLE BM-DF and COBRA.