The effect of vortex formation on the operability of pipe systems of steam generators of marine nuclear power installations

Abstract

На основе анализа, проведенного с учетом данных, полученных в результате многолетнего опыта эксплуатации судовых ядерных энергетических установок (ЯЭУ), выявлен ряд факторов, влияющих на отказы в парогенерирующих системах. Целью проводимых исследований является разработка научно обоснованных рекомендаций для оптимизации конструктивных и компоновочных решений, обеспечивающих повышенный ресурс эксплуатации судовых ЯЭУ нового поколения. Проведены расчетно-теоретические исследования по моделированию процессов гидродинамики и теплообмена в каналах трубных систем парогенераторов змеевикового типа судовых ЯЭУ. Вычислительные эксперименты показали, что при сложной геометрии каналов теплогидравлического тракта, отличающихся трехмерной пространственной кривизной и переменностью проходного сечения, возникающая в определенных динамических режимах работы реакторной установки несанкционированная закрутка потока может приводить к эффекту ограничения расхода рабочего тела, обусловленному кризисом закрученного течения. Установлено, что явление кризиса закрученного потока сопровождается генерацией низкочастотных акустических колебаний и большими потерями давления, требующимися для формирования зоны рециркуляционного течения, препятствующего расходу текущих сред в сложных каналах ЯЭУ. Сравнение результатов проведенных расчетно–теоретических исследований с данными эксплуатации парогенераторов судовых ЯЭУ позволяют дать адекватное объяснение ряду причин снижения ресурсных показателей трубных систем паропроизводящих установок и предложить ряд рекомендаций для их устранения. Based on the analysis carried out taking into account the data obtained as a result of many years of experience in the operation of shipboard nuclear power installations, a number of factors affecting failures in steam generating systems have been identified. The purpose of the research is to develop scientifically sound recommendations for optimizing design and layout solutions that provide an increased service life of new-generation marine nuclear power installations. Computational and theoretical studies have been carried out on modeling the processes of hydrodynamics and heat transfer in the channels of pipe systems of steam generators of marine nuclear power installations. Computational experiments have shown that with the complex geometry of the channels of the thermohydraulic tract, characterized by three-dimensional spatial curvature and the variability of the flow section, the unauthorized flow twist that occurs in certain dynamic modes of operation of the reactor plant can lead to the effect of limiting the of the working fluid flow rate due to the crisis of the swirl flow. It is established that the phenomenon of the swirl flow crisis is accompanied by the generation of low-frequency acoustic oscillations and large pressure losses required for the formation of a recirculation flow zone that prevents the of flow rate in complex channels of nuclear power installations. Comparison of the results of the conducted computational and theoretical studies with the data of the operation of steam generators of marine nuclear power installations allows us to give an adequate explanation for a number of reasons for the decline in the resource indicators of pipe systems of steam–producing installations and to offer a number of recommendations for their elimination.