Model varu pro program Ansys CFX 18

Kód výsledku v IS VaVaI

<a href="https://www.isvavai.cz/riv?ss=detail&h=RIV%2F46356088%3A_____%2F18%3AN0000066" target="_blank" >RIV/46356088:_____/18:N0000066 - isvavai.cz</a>

Výsledek na webu

—

DOI - Digital Object Identifier

—

Jazyk výsledku

čeština

Název v původním jazyce

Model varu pro program Ansys CFX 18

Popis výsledku v původním jazyce

Byl vytvořen model varu pro CFD program Ansys CFX založený na metodě dělení tepelného toku podle Kurula a Podowskiho. Model varu umožňuje simulovat proudění s podchlazeným varem v aktivní zóně tlakovodního jaderného reaktoru až do krize varu prvního druhu. Model byl úspěšně otestován na experimentech DEBORA s podchlazeným varem a dále na velkém množství úloh s krizí varu prvního druhu ve vodě při vysokém tlaku. Simulované úlohy s krizí varu jsou založeny na datech z tabulek krize varu podle Groenevelda a pokrývají velký rozsah parametrů proudění. Byla navržena metoda, jak s pomocí tohoto modelu varu předpovídat krizi varu prvního druhu. V naprosté většině řešených úloh navržená metoda detekce krize varu funguje s přesností +-10%.

Název v anglickém jazyce

Boiling Model for Ansys CFX Code

Popis výsledku anglicky

We have developed a boiling model for Ansys CFX Code. The boiling model is based on the method of wall heat flux splitting by Kurul and Podowski. The boiling model can be used for simulation of subcooled boiling flow up to the departure from nucleate boiling (DNB) in the core of pressurized water nuclear reactor. The boiling model was successfully tested on DEBORA experiments with subcooled boiling and on many cases with DNB in water at high pressure. Simulated DNB cases are based on data from Groeneveld Look-Up Tables of Critical Heat Flux and they cover a large range of parameters. We have proposed a method how to use this model for a prediction of DNB. The method of DNB prediction works with +-10% accuracy in almost all solved cases.

Druh

R - Software

CEP obor

—

OECD FORD obor

20305 - Nuclear related engineering; (nuclear physics to be 1.3);

Projekt

<a href="/cs/project/TH02020360" target="_blank" >TH02020360: Modelování vzniku CHF - krize varu pomocí výpočetních programů typu CFD</a><br>

Návaznosti

P - Projekt vyzkumu a vyvoje financovany z verejnych zdroju (s odkazem do CEP)

Rok uplatnění

2018

Kód důvěrnosti údajů

S - Úplné a pravdivé údaje o projektu nepodléhají ochraně podle zvláštních právních předpisů

Interní identifikační kód produktu

TH02020360-V3

Technické parametry

Model varu pro CFD program CFX se skládá z následujících matem. modelů fyzikálních jevů. Pro modelování dvou fází, kapaliny a páry, se používá vícefázový model Euler-Euler. Pro modelování turbulence v kapalině: dvourovnicový model SST k-omega. Vliv bublin na turbulenci v kapalině dle Sato. Podchlazený var na stěně: model dělení tepelného toku (Kurul a Podowski). Průměr bublin odpoutávajících se od stěny: Ünalova korelace. Hustota aktivních nukleačních pozic na stěně: korelace Lemmert a Chawl. Součinitel přestupu tepla pro tepelný tok na nestacionární ohřev kapaliny u stěny po odpoutání bubliny: korelace Del Valle a Kenning. Přenos hybnosti mezi fázemi se modeluje pomocí následujících sil. Odporová síla: korelace Ishii a Zuber. Hydrodynamická vztlaková síla: korelace Saffman-Mei. Virtuální hmotová síla: Zuberova korelace. Turbulentní disperze: Favreovského středování mezifázové odporové síly. Přenos tepla mezi rozhraním a kapalinou: korelace Ranz-Marshall. Spoluvlastníkem SW je ČVUT v Praze, IČO: 68407700.

Ekonomické parametry

Model varu je součást aplikačního výzkumu. Model varu bude sloužit k bezpečnostním analýzám tlakovodních jaderných reaktorů. Model varu umožní zkoumat různé jevy v aktivní zóně tlakovodního reaktoru, které až dosud nebylo možné numericky simulovat. Cílem vývoje modelu varu je zvyšování jaderné bezpečnosti, ne ekonomický efekt. Vynaložené prostředky z projektu na vývoj modelu činí 2000 000 Kč.

IČO vlastníka výsledku

46356088

Název vlastníka

ÚJV Řež, a. s.