pimiПриборы и методы измеренийDevices and Methods of Measurements2220-95062414-0473BNTU10.21122/2220-9506-2017-8-3-203-213pimi-323Research ArticleСредства измеренийMeasuring instrumentsРАЗРАБОТКА И АДАПТАЦИЯ ВИХРЕРАЗРЕШАЮЩЕЙ ИЗМЕРИТЕЛЬНОЙ СИСТЕМЫ ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ ВЕРИФИКАЦИОННЫХ ЭКСПЕРИМЕНТОВ НА КРУПНОМАСШТАБНОЙ МОДЕЛИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРАDEVELOPMENT AND ADAPTATION OF VORTEX REALIZABLE MEASUREMENT SYSTEM FOR BENCHMARK TEST WITH LARGE SCALE MODEL OF NUCLEAR REACTORДмитриевС. М.DmitrievS. M.ХробостовА. Е.KhrobostovA. E.БариновА. А.BarinovA. A.

Адрес для переписки: Баринов А.А. – Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева, ул. Минина, 24, г. Нижний Новгород 603950,   e-mail: lxbarinov92@mail.ru

Address for correspondence: Barinov A.A. – Nizhny Novgorod State Technical University n.a. R.E. Alekseev, Minin str., 24, Nizhny Novgorod 603950, Russia   e-mail: lxbarinov92@mail.ru

lxbarinov92@mail.ruГлавныйВ. Г.GlavnyV. G.Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. АлексееваРоссияNizhny Novgorod State Technical University named after R.E. AlekseevRussian FederationИнститут теплофизики им. С.С. Кутателадзе Сибирского отделения Российской академии наукРоссияS.S. Kutateladze Institute of Thermophysics, Siberian Division of the Russian Academy of SciencesRussian Federation20172709201783203213Copyright © Дмитриев С.М., Хробостов А.Е., Баринов А.А., Главный В.Г., 20172017Дмитриев С.М., Хробостов А.Е., Баринов А.А., Главный В.Г.Dmitriev S.M., Khrobostov A.E., Barinov A.A., Glavny V.G.Данная работа распространяется под лицензией Creative Commons Attribution 4.0.This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.https://pimi.bntu.by/jour/article/view/323

Последние десятилетия развитие методов прикладных расчетов теплогидравлических процессов, происходящих в ядерном реакторе, ознаменовано бурным ростом вычислительных мощностей суперкомпьютеров (High Performance Computing, HPC), способствующих активному внедрению методов вычислительной гидродинамики (английская аббревиатура CFD). Использование таких программ для обоснования технико-экономических показателей, в особенности безопасности ядерных реакторов, требует проведения всесторонней верификации математических моделей и самих CFD-программ. Целью работы являлась разработка и адаптация измерительной системы, обладающей характеристиками, необходимыми для ее применения в составе верификационного экспериментального стенда. Стенд предназначен для исследования процессов смешения потоков теплоносителя с различными физическими свойствами (например, концентрацией растворенных примесей) внутри крупномасштабной модели реактора. Основной метод, применяемый для регистрации пространственного поля концентрации в области смешения, – метод пространственной кондуктометрии.

В ходе работы создан измерительный комплекс, включающий пространственные кондуктометрические датчики, систему вторичных преобразователей и программное обеспечение. Разработаны методики калибровки и нормировки результатов измерений. В ходе первой серии экспериментов получены осредненные поля концентрации примеси в потоке теплоносителя, нестационарные реализации измеряемой локальной проводимости, проводился их спектральный и статистический анализ.

Проведено сравнение полученных данных с претестовыми CFD-расчетами, выполненными в программе ANSYS CFX. Совместный анализ полученных результатов позволил выявить основные закономерности исследуемого процесса, продемонстрировать возможности созданной измерительной системы в части получения экспериментальных данных требуемого для верификации «CFD-качества».

Проведенная адаптация пространственных датчиков позволяет провести более обширную программу экспериментальных исследований, на основе которой будет создан банк данных и необходимых обобщений. Полученная информация дает возможность ответить на ряд вопросов, связанных с масштабированием результатов CFD-расчетов на натурные параметры работы водо-водяных ядерных реакторов. 

The last decades development of applied calculation methods of nuclear reactor thermal and hydraulic processes are marked by the rapid growth of the High Performance Computing (HPC), which contribute to the active introduction of Computational Fluid Dynamics (CFD). The use of such programs to justify technical and economic parameters and especially the safety of nuclear reactors requires comprehensive verification of mathematical models and CFD programs. The aim of the work was the development and adaptation of a measuring system having the characteristics necessary for its application in the verification test (experimental) facility. It’s main objective is to study the processes of coolant flow mixing with different physical properties (for example, the concentration of dissolved impurities) inside a large-scale reactor model. The basic method used for registration of the spatial concentration field in the mixing area is the method of spatial conductometry. I

n the course of the work, a measurement complex, including spatial conductometric sensors, a system of secondary converters and software, was created. Methods of calibration and normalization of measurement results are developed. Averaged concentration fields, nonstationary realizations of the measured local conductivity were obtained during the first experimental series, spectral and statistical analysis of the realizations were carried out.

The acquired data are compared with pretest CFD-calculations performed in the ANSYS CFX program. A joint analysis of the obtained results made it possible to identify the main regularities of the process under study, and to demonstrate the capabilities of the designed measuring system to receive the experimental data of the «CFD-quality» required for verification.

The carried out adaptation of spatial sensors allows to conduct a more extensive program of experimental tests, on the basis of which a databank and necessary generalizations will be created. The received information allows to answer a number of questions related to scaling up the results of CFD calculations at the fullscale parameters of pressurized nuclear reactors. 

измерительная системапространственная кондуктометрияядерный реакторвычислительная гидродинамикатурбулентные потокиmeasuring systemspatial conductometrynuclear reactorcomputational fluid dynamicsturbulent flowsReferencesReview of Uncertainty Methods for Computational Fluid Dynamics Application to Nuclear Reactor Thermal Hydraulics // OECD, NEA. – 2016. – 132 c.Review of Uncertainty Methods for Computational Fluid Dynamics Application to Nuclear Reactor Thermal Hydraulics. OECD, NEA, 2016, 132 c.Rohde, U. Fluid mixing and flow distribution in the reactor circuit, measurement data base / U. Rohde [еt al.] // Nuclear Engineering and Design. – Vol. 235. – 2005.Rohde U., Kliem S., Hohne T., Karlsson R., Hemstrom B., Lillington J., Topipila T., Elter J., Bezrukov Y. Fluid mixing and flow distribution in the reactor circuit, measurement data base. Nuclear Engineering and Design, 2005, vol. 235, pp. 421–443. doi: 10.1016/j.nucengdes.2004.08.045Farkas, I. Validation of computational fluid dynamics calculation using Rossendorf coolant mixing model flow meaurements in primary loop of coolant in a pressurized water reactor model / I. Farkas, E. Hutly, T. Farkas, A. Takaxs, A. Guba, I. Toth // Nuclear engineering and technology. – 2016. – Vol. 48. – Р. 941–951. doi: 10.1016/j.net.2016.02.017Farkas I., Hutly E., Farkas T., Takaxs A., Guba A., Toth I. Validation of computational fluid dynamics calculation using Rossendorf coolant mixing model flow meaurements in primary loop of coolant in a pressurized water reactor model. Nuclear engineering and technology, 2016, vol.48, pp. 941–951. doi: 10.1016/j.net.2016.02.017Kim, K. Mixing behaviors in a downcomer and core inlet / K. Kim, D.J. Euh, T.S. Kwon, E. Schleicher // Proceedings of Specialists Workshop on Advanced instrumentation and Measurement Techniques for Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (SWINTH-2016). – 2016. – paper #016, pp. 1–14.Kim K., Euh D.J., Kwon T.S. Schleicher E. Mixing behaviors in a downcomer and core inlet. Proceedings of Specialists Workshop on Advanced instrumentation and Measurement Techniques for Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (SWINTH-2016), 2016, paper #016, pp. 1–14.Kim, K. Experimental study of the APR+ reactor core flow and pressure distributions under 4-pump running conditions / K. Kim, D.J. Euh, I.C. Chu, Y.J. Youn, H.S. Choi, T.S. Kwon // Nuclear Engineering and Design. – 2013. – Vol. 265. – P. 957–966. doi: 10.1016/j.nucengdes.2013.07.021Kim K., Euh D.J., Chu I.C., Youn Y.J., Choi H.S., Kwon T.S. Experimental study of the APR+ reactor core flow and pressure distributions under 4-pump running conditions. Nuclear Engineering and Design, 2013, vol. 265, pp. 957–966. doi: 10.1016/j.nucengdes.2013.07.021Forgione, N. Downcomer and lower plenum experimental facility / N. Forgione, V. Baudanza, I.Angelo, D. Martelli // Report RdS, ENEA,UNIPI. – 2011.Forgione N., Baudanza V., Angelo I., Martelli D. Downcomer and lower plenum experimental facility. Report RdS, ENEA,UNIPI, 2011.Волков, В.Ю. Верификация CFD модели реактора по результатам испытания системы быстрого ввода бора / В.Ю. Волков [и др.] // Материалы 10-й МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». – Подольск, 2017.Volkov V. Golibrodo L., Krutikov A. Kudryavtsev O., Nadinsky U., Skibin A. [Verification of CFD reactor model on the fast borated water injection system test results]. Materialy 10-j MNTK «Obespechenie bezopasnosti AJeS s VVER», OKB «GIDROPRESS» [Proceedings of the 10th international conference «NPP with VVER safety assurance» JSC OKB Gidropress], 2017 (in Russian).Дмитриев, С.М. Особенности применения пространственных кондуктометрических датчиков при моделировании смешения потоков теплоносителя в элементах оборудования ядерных энергетических установок / С.М. Дмитриев, А.Е. Хробостов, А.А. Баринов, В.Г. Главный // Приборы и методы измерений. – 2016. – Т. 7. – № 3. – С. 247–255.Dmitriev S.M., Khrobostov A.E., Barinov A.A., Glavny V.G. [Application features of spatial conductometry sensors in modelling of coolant flow mixing in nuclear power unit equipment]. Devices and Methods of Measurements, 2016, vol. 7, no. 3, рp. 247–255 (in Russian).daSilva, M.J. High speed multichannel impedance measuring system / M.J. daSilva, N.S. Eduardo, T.P. Vendruscolo // Acta IMEKO. – 2012. – Vol. 1. – Р. 36–41.daSilva M.J., Eduardo N.S., Vendruscolo T.P. High speed multichannel impedance measuring system. Acta IMEKO, 2012, vol. 1, pp. 36–41.Будников, А.В. Проблемы масштабирования CFD программ к описанию процессов смешения в реакторных установках / А.В. Будников [и др.] // Сборник трудов НТС «Проблемы верификации и применения CFD-кодов в атомной энергетике». – Н. Новгород, 2016.Budnikov A.V., Sveshnikov D.N., Romanov R.I. [Problems of CFD-program scaling for mixing processes description in nuclear power units]. Materialy conferencii «Problemy verifikacii i primenenya CFD-kodov v atomnoy energetike» [Problems of CFD-codes verification and application in atomic energy], 2016 (in Russian)

The authors declare that there are no conflicts of interest present.