Моделирование процесса теплообмена при парогенерации в вертикальной трубе
Авторы: Сатин А.А., Савельев Р.С.
Опубликовано в выпуске: #3(75)/2018
DOI: 10.18698/2308-6033-2018-3-1746
Раздел: Энергетическое, металлургическое и химическое машиностроение | Рубрика: Атомное реакторостроение, машины, агрегаты и технология материалов атомной промышленности
В настоящее время многие программные комплексы вычислительной гидродинамики (ANSYSCFX, FLUENT, STARCCM+ и др.) позволяют проводить расчеты процесса кипения. Однако вопросы, касающиеся области применения моделей кипения, верификации таких моделей, а также сравнения их с существующими инженерными методами расчетов, применяемыми для решения практических задач, изучены недостаточно. Инженерные методы расчетов кипения в ядерной энергетике позволяют проводить оценки паросодержания для поверхности теплообмена простой геометрии. Для сложной трехмерной геометрии определение паросодержания, температуры стенки конструкции и других параметров практически отсутствует.
В данной работе для моделирования генерации пара в вертикальной трубе применен гидрогазодинамический пакет ANSYS CFX. Проведено сравнение результатов расчета, выполненного в программной среде ANSYS CFX, с результатами расчета по критериальным зависимостям и с экспериментальными данными. Для обоснова- ния применения трехмерного расчета использована модель пристеночного кипения Rensselaer Polytechnic Institute (RPI) Wall Boiling Model. Данная модель используется во всех программных комплексах вычислительной гидродинамики для моделирования процесса кипения. Верификация модели позволит получать качественную картину распределения параметров теплоносителя при кипении для поверхности теплообмена сложной трехмерной геометрии.
Литература
[1] Солонин В.И. Теплогидравлические процессы в активных зонах водоохлаждаемых реакторов. Москва, Изд-во МГТУ им. Н.Э. Баумана, 2012, 138 с.
[2] Емельянов И.Я., Михан В.И., Солонин В.И.. Конструирование ядерных реакторов. Н.А. Доллежаль, ред. Москва, Энергоиздат, 1982, 398 с.
[3] Смолин В.Н. Исследование теплогидравлики активных зон ядерных реакторов на модельных стендах. Москва, ФГУП НИКИЭТ, 2005, с. 150.
[4] Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). П.Л. Кириллов, ред. 2 изд., испр. и доп. Москва, Энергоатомиздат, 1990, 360 с.
[5] Баттерворс Д., Хьюитт Г., ред. Теплопередача в двухфазном потоке. Пер. с англ. Москва, Энергия, 1980, 328 с.
[6] Петухов Б.С., Генин Л.Г., Ковалев С.А., Соловьев С.Л. Теплообмен в ядерных энергетических установках. Изд. 3. Москва, Изд-во МЭИ, 2003, 548 с.
[7] Бартоломей Г.Г., Брантов В.Г., Молочников Ю.С. Экспериментальное исследование истинного объемного паросодержания при кипении с недогревом в трубах. Теплоэнергетика, 1982, № 3, с. 20–22.
[8] ANSYS CFX-Solver Theory Guide. SAS IP, Inc ., 2011, 402 p.
[9] IAPWS-IF97. Release on the IAPWS Industrial Formulation 1997 for the Thermodynamic Properties of Water and Steam. The International Association for Properties of Water and Steam, Erlangen, September 1997. 48 p.