Оценка возможности использования пакета COMSOL для моделирования теплогидравлических процессов в реакторах ВВЭР
В.А. Горбунов, Д.О. Фомичев, А.Р. Масев, Е.В. Крайнов
Вестник ИГЭУ, 2024 г. выпуск 2, сс. 15—23
Скачать PDF
Состояние вопроса. Программные пакеты теплофизического моделирования широко используются для моделирования различных теплогидравлических процессов, включая моделирование твэлов ядерных реакторов. Верификация таких расчетов возможна только путем сравнения результатов, полученных в разных пакетах (кросс-верификация), ввиду крайней сложности или невозможности проведения аналитических расчетов или экспериментов. Представляется актуальным проведение кросс-верификации расчетов твэлов реактора ВВЭР, проводимых в широко используемом программном комплексе COMSOL Multiphysics, с помощью другого популярного пакета ANSYS.
Материалы и методы. Модели твэлов для анализа теплогидравлических процессов разработаны с использованием пакетов теплофизического моделирования ANSYS Fluent и COMSOL Multiphysics для кросс-верификации результатов расчетов в последнем. Моделирование температурных полей выполнено на основе уравнения теплопроводности с внутренним источником тепловыделений. Рассматривается несколько постановок задач: с учетом и без учета оболочки твэла и центрального отверстия в стержне топлива.
Результаты. Построены модели твэлов реактора ВВЭР-1000 в трех постановках задач с различным конструктивным исполнением в пакетах ANSYS Fluent и COMSOL Multiphysics. Методом конечных элементов определены температурные поля твэлов. Приведены результаты расчетов максимальной температуры топливного сердечника и произведено их сравнение для двух программных пакетов. Установлено, что максимальное относительное отклонение найденных температур составило 0,97 %.
Выводы. Сопоставление результатов расчета температур, полученных с помощью моделей, разработанных в двух программных пакетах, показывает, что относительное отклонение величин соответствует погрешности измерительных приборов. Это подтверждает, что программный пакет COMSOL Multiphysics можно успешно применять для моделирования процессов в реакторах ВВЭР наряду с ANSYS Fluent.
1. Horvath A., Rachlew E. Nuclear power in the 21st century: Challenges and possibilities // Ambio. – 2016. – Vol. 45. – Р. 38–49. DOI: 10.1007/s13280-015-0732-y.
2. Ramana M.V. Small Modular and Advanced Nuclear Reactors: A Reality Check // IEEE Access. – 2021. – Vol. 9. – Р. 42090–42099. DOI: 10.1109/ACCESS.2021.3064948.
3. Разработка модели по определению температурного поля твэла в двумерной постановке задачи / В.А. Горбунов, Н.Б. Иванова, Н.А. Лоншаков, Я.В. Белов // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2019. – № 2. – С. 174–184.
4. Старков В.А., Марихин Н.Ю. Методика и программа расчета стационарного температурного поля в системе многозонных цилиндрических ТВЭЛов // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2013. – № 1. – С. 54–62.
5. Горбунов В.А., Андрианов С.Г., Коновальцева С.С. Оценка влияния радиационного теплообмена на параметры температурных полей твэлов различного конструктивного исполнения // Вестник ИГЭУ. – 2021. – Вып. 2. – С. 23–31.
6. Исследование влияния конструктивного параметра тепловыделяющего элемента на коэффициент неравномерности теплового выделения по высоте реактора ВВЭР-1000 / В.А. Горбунов, С.С. Теплякова, Н.А. Лоншаков и др. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2023. – № 2. – С. 27–40.
7. Heat Transfer Module User’s Guide, Version COMSOL 3.5, 2008. – 296 c. – URL: https://extras.csc.fi/math/comsol/3.5/doc/ht/htug.pdf
8. Бруяка В.А. Инженерный анализ в ANSYS Workbench: учеб. пособие. – Самара: Самар. гос. техн. ун-т, 2010. – 271 с.
9. Основное оборудование АЭС с корпусными реакторами на тепловых нейтронах: учебник / С.М. Дмитриев, Д.Л. Зверев, О.А. Бых и др. – М.: Машиностроение, 2013. – 415 с.
10. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. – М.: Энергоатомиздат, 1990. – 352 с.
11. Горбунов В.А. Теплогидравлические процессы в ядерных реакторах: учеб. пособие / ФГБОУ ВО «Ивановский государственный энергетический университет имени В.И. Ленина». – Иваново, 2018. – 183 с.
12. Чиркин В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. Справочник. – М.: Атомиздат, 1968. – 484 с.
13. Колпаков Г.Н., Селиваникова О.В. Конструкция твэлов, каналов и активных зон энергетических реакторов: учеб. пособие. – Томск: Изд-во Том. политехн. ун-та, 2009. – 118 с.
14. Варгафтик Н.Б. Справочник по теплофизическим свойствам газов и жидкостей. – М.: Наука, 1972. – 720 с.
15. Займовский А.С., Никулина А.В., Решетников Н.Г. Циркониевые сплавы в атомной энергетике. – М.: Энергоиздат, 1981. – 232 с.
16. Машиностроение ядерной техники. Т. IV-25. Кн. 2 / Е.О. Адамов, П.В. Андреев, С.А. Антипов и др. – М.: Машиностроение, 2005. – 944 с.