Детальная информация

Работа посвящена исследованию эффективности работы парогенератора атомных реакторов типа ВВЭР при переводе его в конденсационный режим как элемента пассивной системы безопасности. Основное внимание уделено влиянию неконденсирующихся газов на интенсивность теплообмена и продолжительность функционирования системы. В работе представлены результаты экспериментальных исследований теплообмена при конденсации насыщенного водяного пара и парогазовой смеси в горизонтальных трубах. Для анализа полученных данных использовался расчетный код КОРСАР, что позволило сопоставить экспериментальные результаты с моделированием и выявить особенности применения численного моделирования в аварийных сценариях. Полученные данные подтверждают возможность эффективного отвода остаточного тепловыделения при авариях на АЭС с реакторами ВВЭР, а также указывают на необходимость учета влияния неконденсирующихся газов при проектировании и расчете работы парогенераторов. Практическая значимость исследования заключается в формировании базы экспериментальных данных и в уточнении методик расчета, что может быть использовано при создании новых проектов АЭС повышенной безопасности.

The work devoted to the steam generators in VVER nuclear reactors efficiency during condensation mode as part of the passive safety system. The primary focus is on the impact of non-condensable gases on heat transfer rate and system operation duration. The study presents experimental research on heat transfer during the condensation of saturated steam and steam-gas mixtures in horizontal pipes. The data was analyzed using code KORSAR, which enabled comparison of experimental results with simulations and highlighting the specifics of numerical modeling in accident scenarios. The obtained data confirms the possibility of effectively removing residual heat during accidents at nuclear power plants with VVER reactors and emphasizes the need to account for the influence of non-condensable gases of the steam generators design calculation. The practical significance of the research lies in the formation of an experimental database and the refinement of calculation methods, which can be used in the developing of new projects for nuclear power plants with enhanced safety features.