ЗАКОНОМЕРНОСТИ ФОРМИРОВАНИЯ ПОТОКА ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ЗА ПЕРЕМЕШИВАЮЩЕЙ ДИСТАНЦИОНИРУЮЩЕЙ РЕШЕТКОЙ ТВС-КВАДРАТ РЕАКТОРА PWR

Tgratinghis paper presents the results of experimental investigations of the influence of mixing spacer gratings with different types of deflectors on the coolant flow in the TVSKvadrat fuel assembly of the PWR-type reactor. Experimental model of the TVS-Kvadrat of the PWR reactor was made in complete geometric similarity with the full-scale cassettes. Studies were carried out by modeling the flow of coolant in the core with the use of an experimental stand; the latter was an aerodynamic open loop through which air is pumped. To measure the local hydrodynamic characteristics of the coolant flow, special pneumatic sensors were used that were able to measure the full velocity vector at the point by its three components. During the studies of the local fluid dynamics of the coolant, the transverse flow rates were measured; also, the coolant flow rates were measured by cells of the TVS-Kvadrat experimental model. The analysis of the spatial distribution of the projections of the absolute flow velocity made it possible to detail the pattern of the coolant flow behind the mixing spacing gratings with different variants of the deflector design, as well as to choose the deflector of the optimal design. Accumulated data base on the flow of the coolant in the TVS-Kvadrat fuel assembly formed the basis of the engineering justification of the structures of the active zones of PWR reactors. Guidelines for choosing optimal designs mixing spacing grids have been considered by designers of the “Afrikantov OKBM” JSC when they created implementations of the latest TVS-Kvadrat assemblies. The results of experimental studies are used to verify CFD-codes of both foreign and domestic origin, as well as the programs for detailed cell-by-cell calculation of active zones in order to reduce conservatism in the justification of thermal reliability.В статье представлены результаты экспериментальных исследований влияния перемешивающих дистанционирующих решеток с различными вариантами конструкции дефлекторов на течение потока теплоносителя в ТВС-Квадрат реактора PWR. Экспериментальные модели ТВС-Квадрат реактора PWR были изготовлены в полном геометрическом подобии с натурными кассетами. Исследования проводились путем моделирования течения теплоносителя в активной зоне на экспериментальном стенде, представляющем собой аэродинамический разомкнутый контур, через который прокачивается воздух. Для измерения локальных гидродинамических характеристик потока теплоносителя использовались специальные пневмометрические датчики, позволяющие измерять полный вектор скорости в точке по трем его компонентам. При проведении исследований локальной гидродинамики теплоносителя измерялись поперечные скорости потока, а также расходы теплоносителя по ячейкам экспериментальной модели ТВС-Квадрат. Анализ пространственного распределения проекций абсолютной скорости потока позволил детализировать картину течения теплоносителя за перемешивающими дистанционирующими решетками с различными вариантами конструкции дефлекторов, а также выбрать дефлектор оптимального конструктивного исполнения. Накопленная база данных по течению теплоносителя в ТВС-Квадрат легла в основу инженерного обоснования конструкций активных зон реакторов PWR. Рекомендации по выбору оптимальных вариантов конструкций перешивающих дистанционирующих решеток учитывались конструкторами АО «ОКБМ Африкантов» при создании вводимых в эксплуатацию новейших ТВС-Квадрат. Результаты экспериментальных исследований используются для верификации CFD-кодов как зарубежной, так и отечественной разработки, а также программ детального поячеечного расчета активных зон с целью уменьшения консерватизма при обосновании теплотехнической надежности

Исследование локальной гидродинамики теплоносителя в смешанной активной зоне реактора ВВЭР

The article presents the results of experimental studies of the local hydrodynamics of the coolant flow in the mixed core of the VVER reactor, consisting of the TVSA-T and TVSA-T mod.2 fuel assemblies. Modeling of the flow of the coolant flow in the fuel rod bundle was carried out on an aerodynamic test stand. The research was carried out on a model of a fragment of a mixed core of a VVER reactor consisting of one TVSA-T segment and two segments of the TVSA-T.mod2. The flow pressure fields were measured with a five-channel pneumometric probe. The flow pressure field was converted to the direction and value of the coolant velocity vector according to the dependencies obtained during calibration. To obtain a detailed data of the flow, a characteristic cross-section area of the model was selected, including the space cross flow between fuel assemblies and four rows of fuel rods of each of the TVSA fuel assemblies. In the framework of this study the analysis of the spatial distribution of the projections of the velocity of the coolant flow was fulfilled that has made it possible to pinpoint regularities that are intrinsic to the coolant flowing around spacing, mixing and combined spacing grates of the TVSA. Also, the values of the transverse flow of the coolant caused by the flow along hydraulically nonidentical grates were determined and their localization in the longitudinal and cross sections of the experimental model was revealed. Besides, the effect of accumulation of hydrodynamic flow disturbances in the longitudinal and cross sections of the model caused by the staggered arrangement of hydraulically non-identical grates was determined. The results of the study of the coolant cross flow between fuel assemblies interaction, i.e. between the adjacent TVSA-T and TVSA-T mod.2 fuel assemblies were adopted for practical use in the JSC of “Afrikantov OKB Mechanical Engineering” for assessing the heat engineering reliability of VVER reactor cores; also, they were included in the database for verification of computational hydrodynamics programs (CFD codes) and for detailed cell-based calculation of the reactor core.В статье представлены результаты экспериментальных исследований локальной гидродинамики потока теплоносителя в смешанной активной зоне реактора ВВЭР, состоящей из ТВСА-Т и ТВСА-Т.mod.2. Моделирование процессов течения потока теплоносителя в пучке твэлов проводилось на аэродинамическом стенде. Исследования осуществлялись на модели фрагмента смешанной активной зоны реактора ВВЭР, состоящей из одного сегмента ТВСА-Т и двух ТВСА-Т.mod.2. Поля давлений потока измеряли пятиканальным пневмометрическим зондом. Поле давлений потока согласно зависимостям, полученным при тарировке, пересчитывалось в направление и величину вектора скорости теплоносителя. Для создания детальной картины течения потока была выделена характерная область поперечного сечения модели, включающая межкассетное пространство и четыре ряда твэлов каждой из топливных сборок ТВСА. В рамках реализации данного исследования проведен анализ пространственного распределения проекций скорости потока теплоносителя, который позволил выявить закономерности обтекания теплоносителем дистанционирующих, перемешивающих и комбинированных дистанционирующих решеток ТВСА, определены величины поперечных потоков теплоносителя, вызванных обтеканием гидравлически неидентичных решеток, установлена их локализация в продольном и поперечном сечениях экспериментальной модели. Кроме того, выявлен эффект накопления гидродинамических возмущений потока в продольном и поперечном сечениях модели, вызванный шахматным расположением гидравлически неидентичных решеток. Результаты исследования межкассетного взаимодействия теплоносителя между соседними ТВСА-Т и ТВСА-Т.mod.2 приняты для практического использования в АО «ОКБМ Африкантов» при оценке теплотехнической надежности активных зон реакторов ВВЭР и включены в базу данных для верификации программ вычислительной гидродинамики (CFD-кодов) и детального поячеечного расчета активной зоны реакторов

Гидродинамика теплоносителя в активной зоне реактора PWR с ТВС-Квадрат разных конструкций

. The paper presents the results of experimental studies of the hydrodynamics of the coolant in the core of the PWR reactor with fuel assemblies “TVS-Kvadrat” of various designs. Experimental studies of hydrodynamics consisted in studying the velocity fields and the process of cross-flow of coolant between adjacent fuel assemblies “TVS-Kvadrat” of various designs in homogeneous and mixed cores on large-scale experimental models, including fragments of two adjacent fuel assemblies “TVS-Kvadrat” and a gap between them. The test models differ in the number of installed grids, this is due to the fact that in a homogeneous core the hydraulic load along the height of the fuel assemblies is identical, and in a mixed core the hydraulic load is uneven due to the different number of installed grids. The hydrodynamics of the coolant has been studied on an aerodynamic open-loop based on the theory of hydrodynamic similarity, using individually calibrated pneumometric sensors. Based on the data obtained, the fields of local axial and transverse velocities in various sections along the length of the studied section of the test models have been constructed. The fields of local dimensionless transverse and axial flow velocities in the fuel bundles and the gap between the fuel assemblies “TVS-Kvadrat” of the PWR reactor core have been studied. Peculiarities of the process of transverse flow between adjacent “TVS-Kvadrat” of a homogeneous and the mixed core of the PWR reactor have been revealed. The results of experimental studies have been transferred to the developer of “TVS-Kvadrat”, that is  JSC “Experimental Design Bureau of Mechanical Engineering named after I. I. Afrikantov”,  for further use in justifying the design and operating modes of a nuclear power plant.  В статье приведены результаты экспериментальных исследований гидродинамики теплоносителя в активной зоне реактора PWR c ТВС-Квадрат разных конструкций. Экспериментальные исследования гидродинамики заключались в изучении полей скоростей и процесса поперечного перетекания теплоносителя между соседними ТВС-Квадрат разных конструкций в однородной и смешанной активных зонах на масштабных экспериментальных моделях, включающих в себя фрагменты двух соседних ТВС-Квадрат и зазор между ними. Экспериментальные модели отличаются количеством установленных решеток. Это обусловлено тем, что в однородной активной зоне гидравлическая нагрузка по высоте ТВС идентична, а в смешанной – неравномерна из-за разного количества установленных решеток. Гидродинамика теплоносителя изучалась на аэродинамическом исследовательском стенде с учетом теории гидродинамического подобия с использованием пневмометрических датчиков с индивидуальной тарировкой. На основании полученных данных построены поля локальных осевых и поперечных скоростей в различных сечениях по длине исследуемого участка экспериментальных моделей. Изучены поля локальных безразмерных поперечных и аксиальных скоростей потока в твэльных пучках и зазоре между ТВС-Квадрат активной зоны реактора PWR. Выявлены особенности процесса поперечного перетекания потока между соседними ТВС-Квадрат однородной и смешанной активной зон реактора PWR. Результаты экспериментальных исследований переданы разработчику ТВС-Квадрат АО «ОКБМ Африкантов» для дальнейшего использования при обосновании конструкции и режимов работы ядерной энергетической установки

REGULARITIES OF FORMATION OF FLOW OF COOLANT BEHIND THE TVS-KVADRAT MIXING SPACING GRID OF THE PWR-TYPE REACTOR

Tgratinghis paper presents the results of experimental investigations of the influence of mixing spacer gratings with different types of deflectors on the coolant flow in the TVSKvadrat fuel assembly of the PWR-type reactor. Experimental model of the TVS-Kvadrat of the PWR reactor was made in complete geometric similarity with the full-scale cassettes. Studies were carried out by modeling the flow of coolant in the core with the use of an experimental stand; the latter was an aerodynamic open loop through which air is pumped. To measure the local hydrodynamic characteristics of the coolant flow, special pneumatic sensors were used that were able to measure the full velocity vector at the point by its three components. During the studies of the local fluid dynamics of the coolant, the transverse flow rates were measured; also, the coolant flow rates were measured by cells of the TVS-Kvadrat experimental model. The analysis of the spatial distribution of the projections of the absolute flow velocity made it possible to detail the pattern of the coolant flow behind the mixing spacing gratings with different variants of the deflector design, as well as to choose the deflector of the optimal design. Accumulated data base on the flow of the coolant in the TVS-Kvadrat fuel assembly formed the basis of the engineering justification of the structures of the active zones of PWR reactors. Guidelines for choosing optimal designs mixing spacing grids have been considered by designers of the “Afrikantov OKBM” JSC when they created implementations of the latest TVS-Kvadrat assemblies. The results of experimental studies are used to verify CFD-codes of both foreign and domestic origin, as well as the programs for detailed cell-by-cell calculation of active zones in order to reduce conservatism in the justification of thermal reliability

Investigation of Coolant Local Hydrodynamics in the Mixed Core of the VVER Reactor

The article presents the results of experimental studies of the local hydrodynamics of the coolant flow in the mixed core of the VVER reactor, consisting of the TVSA-T and TVSA-T mod.2 fuel assemblies. Modeling of the flow of the coolant flow in the fuel rod bundle was carried out on an aerodynamic test stand. The research was carried out on a model of a fragment of a mixed core of a VVER reactor consisting of one TVSA-T segment and two segments of the TVSA-T.mod2. The flow pressure fields were measured with a five-channel pneumometric probe. The flow pressure field was converted to the direction and value of the coolant velocity vector according to the dependencies obtained during calibration. To obtain a detailed data of the flow, a characteristic cross-section area of the model was selected, including the space cross flow between fuel assemblies and four rows of fuel rods of each of the TVSA fuel assemblies. In the framework of this study the analysis of the spatial distribution of the projections of the velocity of the coolant flow was fulfilled that has made it possible to pinpoint regularities that are intrinsic to the coolant flowing around spacing, mixing and combined spacing grates of the TVSA. Also, the values of the transverse flow of the coolant caused by the flow along hydraulically nonidentical grates were determined and their localization in the longitudinal and cross sections of the experimental model was revealed. Besides, the effect of accumulation of hydrodynamic flow disturbances in the longitudinal and cross sections of the model caused by the staggered arrangement of hydraulically non-identical grates was determined. The results of the study of the coolant cross flow between fuel assemblies interaction, i.e. between the adjacent TVSA-T and TVSA-T mod.2 fuel assemblies were adopted for practical use in the JSC of “Afrikantov OKB Mechanical Engineering” for assessing the heat engineering reliability of VVER reactor cores; also, they were included in the database for verification of computational hydrodynamics programs (CFD codes) and for detailed cell-based calculation of the reactor core

Experimental investigation of the coolant flow in the VVER reactor core with TVSA fuel assemblies

Представлены результаты экспериментальных исследований перемешивания теплоносителя между соседними тепловыделяющими сборками в активной зоне реактора ВВЭР, состоящей из ТВСА-Т и усовершенствованной ТВСА. Моделирование процессов течения потока теплоносителя в активной зоне проводились на аэродинамическом исследовательском стенде. Эксперименты проводились на моделях, представляющих собой различные фрагменты твэльного пучка активной зоны реактора ВВЭР и заключались в измерении поперечных и аксиальной скоростей воздушного потока в характерных зонах, расположены как в самих тепловыделяющих сборках, так и межкассетном пространстве. Измерения проводились пятиканальным пневмометрическим зондом. Анализ пространственного распределения поперечных и аксиальной составляющих вектора скорости позволил детализировать картину обтекания теплоносителем дистанционирующих, перемешивающих и комбинированных дистанционирующих решеток тепловыделяющих сборок различных конструкций. Накопленная база данных по течению теплоносителя в ТВСА различных конструкций является основой инженерного обоснования надежности и работоспособности активных зон реакторов ВВЭР

Experimental study of the flow mixing processes of the coolant in the pressure chamber of a nuclear reactor

В представленной экспериментальной работе моделировалось явление перемешивания петлевых потоков теплоносителя внутри модели опускной камеры ядерного реактора. Исследование выполнялось на высоконапорном аэродинамическом стенде НГТУ им. Р.Е. Алексеева. Масштабная модель ядерного реактора обладала конструктивными элементами, характерными для петлевых реакторных установок (опускной кольцевой тракт, нижняя напорная камера). Экспериментальные исследования были проведены в диапазоне чисел Рейнольдса от 20 000 до 50 000, определенных в кольцевом зазоре опускной части модели. В процессе исследований было определено пространственное распределение трассера в потоке теплоносителя в опускном кольцевом канале, а также в нижней напорной камере. In the presented experimental research, the phenomenon of the loop flows mixing of the coolant inside the model of the lowering chamber of a nuclear reactor was simulated. The study was carried out at the high-pressure aerodynamic stand of the NNSTU n.a. R.E. Alekseev. The scale model of a nuclear reactor possessed structural elements characteristic of loop reactor plants (lowering ring duct, lower pressure chamber). Experimental studies were carried out in the range of Reynolds numbers from 20,000 to 50,000, determined in the annular gap of the lower part of the model. In the course of the research, the spatial distribution of the tracer in the coolant flow in the lowering annular channel, as well as in the lower pressure chamber, was determined