research-focus Research Focus International Scientific Journal Research Focus 2181-3833 Ilm-fan va innovatsiyalar akademiyasi 10.66073/researchfocus.v5i3.2336 REL-A-013463 05.00.00 YADRO REAKTORLARINING ISSIQLIK GIDRAVLIKASIDAGI MUAMMOLARI VA YECHIMLARI THERMAL-HYDRAULIC PROBLEMS AND SOLUTIONS IN NUCLEAR REACTORS ПРОБЛЕМЫ И РЕШЕНИЯ ТЕПЛОГИДРАВЛИКИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ qizi Mashhura Xayitbayeva Shavkat Energetika vazirligi huzuridagi Qayta tiklanuvchi energiya manbalari milliy ilmiy tadqiqot; instituti 05 04 2026 2026 5 3 10 16 https://creativecommons.org/licenses/by/4.0 Ushbu asar Creative Commons Attribution 4.0 International litsenziyasi asosida litsenziyalangan.

Mazkur maqolada yadro reaktorlarida issiqlik gidravlikasi bilan bog‘liq asosiy muammolar, xususan, issiqlik ajralishi, sovutish suvi oqimining gidrodinamik xususiyatlari ikki fazali oqim rejimlari, kritik issiqlik oqimi holati hamda bosimdagi yo‘qotishlar ilmiy-tahliliy asosda yoritilgan. Tadqiqotda issiqlik almashinuvi va gidrodinamik qarshilik o‘rtasidagi bog‘liqlikni aniqlash uchun nazariy tenglamalar, soddalashtirilgan hisobiy modellash va muhandislik tahlili qo‘llanildi. Natijalar shuni ko‘rsatadiki, yadro reaktorlarida xavfsiz ekspluatatsiyani ta‘minlash uchun issiqlik yuklamasi, sovutuvchi sarfi, Reynolds soni, Nusselt kriteriyasi va kritik issiqlik oqimi chegaralari o‘zaro uyg‘un holda boshqarilishi zarur. Shuningdek, issiqlik gidravlikasi muammolarini kamaytirishda optimallashgan oqim rejimi rivojlangan nazorat tizimlari va zamonaviy hisoblash usullarining ahamiyati asoslab berilgan.

This paper examines the major thermal-hydraulic problems in nuclear reactors including heat generation, hydraulic behavior of the coolant flow, two-phase flow regimes, critical heat flux conditions, and pressure losses. The study applies theoretical equations, simplified engineering calculations, and analytical interpretation to evaluate the relationship between heat transfer performance and hydraulic resistance. The results indicate that safe reactor operation requires coordinated control of thermal load, coolant mass flow rate, Reynolds number, Nusselt criterion, and critical heat flux limits. The research also demonstrates that optimized flow conditions, advanced monitoring systems, and modern computational methods play a decisive role in reducing thermal-hydraulic risks and improving the operational safety of nuclear power systems.

В данной статье на научно-аналитической основе рассмотрены основные проблемы теплогидравлики в ядерных реакторах, в частности процессы тепловыделения, гидродинамические характеристики потока теплоносителя, режимы двухфазного течения, состояние критического теплового потока, а также потери давления. В исследовании для определения взаимосвязи между теплообменом и гидродинамическим сопротивлением использованы теоретические уравнения, упрощённые расчётные модели и методы инженерного анализа. Полученные результаты показывают, что для обеспечения безопасной эксплуатации ядерных реакторов необходимо согласованное управление тепловой нагрузкой, расходом теплоносителя, числом Рейнольдса, критерием Нуссельта и пределами критического теплового потока. Также обоснована важность оптимизированных режимов течения, развитых систем контроля и современных вычислительных методов в снижении проблем теплогидравлики.

 yadro reaktori issiqlik gidravlikasi sovutish suvi oqimi kritik issiqlik oqimi bosim yo‘qotish issiqlik almashinuvi ikki fazali oqim reaktor xavfsizligi nuclear reactor thermal hydraulics coolant flow critical heat flux pressure loss heat transfer two-phase flow reactor safety ядерный реактор теплогидравлика поток теплоносителя критический тепловой поток потери давления теплообмен двухфазный поток безопасность реактора Todreas N. E., Kazimi M. S. Nuclear Systems I // Thermal Hydraulic Fundamentals. — 2nd ed. — Boca Raton // CRC Press // 2012. Incropera F. P., DeWitt D. P., Bergman T. L., Lavine A. S.// Fundamentals of Heat and Mass Transfer. — 7th ed. // Hoboken Wiley // 2011. El-Wakil M. M. // Nuclear Heat Transport // San Francisco //International Textbook Company //1978. Duderstadt J. J., Hamilton L. J. // Nuclear Reactor Analysis // New York: Wiley // 1976. Zohuri B., Fathi N. // Thermal-Hydraulic Analysis of Nuclear Reactors. // Cham: Springer Collier J. G., Thome J. R. // Convective Boiling and Condensation. 3rd ed. // Oxford // Clarendon Press // 1994. Tong L. S., Tang Y. S. // Boiling Heat Transfer and Two-Phase Flow. — 2nd ed. // New York: Taylor & Francis //1997. Lahey R. T., Moody F. J. // The Thermal-Hydraulics of a Boiling Water Nuclear Reactor. — 2nd ed.// La Grange Park: American Nuclear Society // 1993. OECD/NEA. Nuclear Thermal-Hydraulics and Safety Studies. // Paris: OECD Publishing. IAEA. Advances in Reactor Thermal Hydraulics. — Vienna: International Atomic Energy Agency.