Дослідження процесу теплообміну в активній зоні реактора ВВЕР-1000

Abstract

Лук’яневич Я.О., Семерак М.М. (керівник). Дослідження процесу теплообміну в активній зоні реактора ВВЕР-1000. Бакалаврська кваліфікаційна робота. Національний університет «Львівська політехніка», Львів, 2025.

АНОТАЦІЯ

Ефективність теплообміну в активній зоні ядерного реактора є ключовим фактором для забезпечення безпеки та надійності роботи атомних електростанцій [1]. Реактори типу ВВЕР-1000, які широко експлуатуються в Україні, потребують детального аналізу теплогідравлічних процесів для оптимізації їхньої роботи [2]. Дослідження теплообмінних процесів дозволяє оцінити теплові режими та запаси безпеки, що є критично важливим для стабільної експлуатації. Бакалаврська кваліфікаційна робота присвячена аналізу процесів теплообміну в активній зоні реактора ВВЕР-1000 з урахуванням конструктивних особливостей і теплогідравлічних параметрів. Об’єкт дослідження – теплові та гідродинамічні процеси в активній зоні реактора ВВЕР-1000. Предмет дослідження – методи розрахунку теплогідравлічних параметрів,

розподілу температур і запасу до кризи кипіння в активній зоні реактора ВВЕР- 1000, а також вплив конструктивних особливостей на ефективність теплообміну.

Мета дослідження – оцінка теплогідравлічних характеристик активної зони реактора ВВЕР-1000, аналіз запасу до кризи кипіння для забезпечення безпечної експлуатації. У результаті виконаної роботи розглянуто конструктивні особливості реактора ВВЕР-1000, зокрема шестигранну форму тепловидільних збірок (ТВЗ), відсутність нижніх проходок у корпусі реактора та роль дистанціонуючих решіток, які впливають на гідродинаміку та теплообмін [1, 3]. Проведено аналіз механізмів теплопередачі, включаючи теплопровідність у паливних таблетках із діоксиду урану та конвективний теплообмін у теплоносії, а також вплив вигорання палива та ксенонового отруєння на тепловиділення [4, 5].

Виконано теплогідравлічні розрахунки, які включають визначення геометричних характеристик активної зони. Лінійний тепловий потік змінюється від 1614 Вт/м до 23844,1 Вт/м, що вказує на нерівномірний розподіл по об’єму активної зони. Температури теплоносія та зовнішньої поверхні твела відповідають вимогам безпечної експлуатації. Температура зовнішньої поверхні паливного осердя досягає 701,45°C в центральній площині і зростає до 1130,41°C для внутрішньої поверхні осердя [2]. Запас до кризи кипіння варіюється від 32,514 до 2,144, що підтверджує безпечний тепловий режим. Результати розрахунків підкреслюють важливість точного моделювання теплогідравлічних процесів для підвищення безпеки.Lukianevych Y.O., Semerak M.M. (supervisor). Study of heat transfer process in the VVER-1000 reactor core. Bachelor's thesis. Lviv Polytechnic National University, Lviv, 2025.

SUMMARY

The efficiency of heat transfer in the active core of a nuclear reactor is a critical factor in ensuring the safety and reliability of nuclear power plants [1]. VVER-1000 reactors, widely operated in Ukraine, require detailed analysis of thermohydraulic processes to optimize their performance [2]. Studying heat transfer processes enables the evaluation of thermal regimes and safety margins, which is crucial for stable operation. The bachelor’s thesis is dedicated to the analysis of heat transfer processes in the active core of the VVER-1000 reactor, taking into account its design features and thermohydraulic parameters. Object of study – Thermal and hydrodynamic processes in the active core of the VVER-1000 reactor. Subject of study – Methods for calculating thermohydraulic parameters,

temperature distribution, and margin to boiling crisis in the active core of the VVER- 1000 reactor, as well as the impact of design features on heat transfer efficiency.

Aim of the study – To evaluate the thermohydraulic characteristics of the active core of the VVER-1000 reactor and analyze the margin to boiling crisis to ensure safe operation. The study examines the design features of the VVER-1000 reactor, including the hexagonal shape of fuel assemblies, the absence of bottom penetrations in the reactor vessel, and the role of spacer grids, which affect hydrodynamics and heat transfer [1, 3]. An analysis of heat transfer mechanisms was conducted, including thermal conductivity in uranium dioxide fuel pellets, convective heat transfer in the coolant, and the influence of fuel burnup and xenon poisoning on heat generation [4, 5]. Thermohydraulic calculations were performed, including the determination of the geometric characteristics of the active core. The linear heat flux varies from 1614 W/m to 23844.1 W/m, indicating an uneven distribution across the core volume. The coolant

and outer surface temperatures of the fuel rods meet safe operation requirements. The outer surface temperature of the fuel pellet reaches 701.45°C in the central plane and increases to 1130.41°C for the inner surface of the pellet [2]. The margin to boiling crisis ranges from 32.514 to 2.144, confirming a safe thermal regime. The calculation results highlight the importance of accurate modeling of thermohydraulic processes to enhance safety.