Кондратьєва О. О. Теплообмін та гідродинаміка при течії теплоносія в каналах водо-водяних ядерних реакторів при до- та надкритичних тисках

Дисертаційна робота присвячена вивченню гідродинаміки і теплообміну в каналах, які імітують канали активної зони ядерного реактора стрижневого типу. Проаналізовано особливості перспективних реакторів IV-го покоління з водою надкритичних параметрів в якості теплоносія. Розглянуто вплив міжканального перемішування на режим течії потоку в тепловиділяючих збірках (ТВЗ) . Проведено огляд існуючих моделей течії двофазного потоку і потоку надкритичних параметрів. При моделюванні двофазного потоку використовувалася RNG модель турбулентності, яка була модифікована на основі отриманих експериментальних даних. Чисельне дослідження в ТВЗ при течії води надкритичних параметрів проводилося на основі RNG моделі турбулентності, яка була модифікована з урахуванням сильної нелінійності теплофізичних параметрів в навколокритичній області та нестаціонарності Проведено експериментальне дослідження ентальпії поперечних потоків між комірками пучка стрижнів при тисках, близьких до критичного. Діапазон зміни режимних параметрів поширювався від перебігу однофазної рідини і аж до передкризових режимів тепловіддачі двофазних потоків. Проаналізовано отримані результати ентальпії потоку змішування для центральної і кутової комірок. Встановлено вплив зміни режимів течії на зміни значення ентальпії. Проведено комп'ютерне моделювання та представлені результати розрахунку розподілу гідродинамічних (швидкість, кінетична енергія, швидкість дисипації енергії) і теплофізичних (температура, коефіцієнт тепловіддачі) характеристик в тепловиділяючій збірці на основі запропонованої моделі при течії води надкритичних параметрів.