автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Анализ эффективности дополнительной системы пассивного залива активной зоны в условиях аварии с большой течью

На правах рукописи

0031БЭ714

Никонов Сергей Михайлович

АНАЛИЗ ЭФФЕКТИВНОСТИ ДОПОЛНИТЕЛЬНОЙ СИСТЕМЫ ПАССИВНОГО ЗАЛИВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ В УСЛОВИЯХ АВАРИИ С

БОЛЬШОЙ ТЕЧЬЮ

Специальность 05 14 03 - «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

2 2 МАЙ 2008

Москва-2008 г

003169714

Работа выполнена в Электрогорском научно-исследовательском центре по безопасности атомных электростанций (ФГУП «ЭНИЦ»)

Научный руководитель доктор технических наук

Елкин Илья Владимирович

Официальные оппоненты доктор технических наук

Киселев Аркадий Евгеньевич,

кандидат технических наук, доцент Сердунь Николай Павлович

Ведущая организация ГНЦ РФ «Физико-энергетический институт»

имени академика А.И Лейпунского (ФЭИ)

Защита состоится « » 2008 года в часов на заседании

диссертационного совета Д 212.157 07 при Московском энергетическом институте (Техническом Университете) по адресу 111250, Москва, ул. Красноказарменная, д 14, МАЗ

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке МЭИ (ТУ)

Отзыв на автореферат в двух экземплярах, заверенных печатью организации, просим направлять по адресу 111250, Москва, ул Красноказарменная, д 14, Ученый совет МЭИ (ТУ)

Автореферат разослан 2008 г

Ученый секретарь

диссертационного совета Д 212.157.07 кандидат технических наук, профессор

Лавыгин В М

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы. Для предотвращения перехода широкого спектра запроектных аварий с потерей теплоносителя и отказом активной части системы аварийного охлаждения активной зоны в тяжелую стадию в новых проектах АЭС с РУ ВВЭР (АЭС-2006, ВВЭР-1500) птанируется использование новых пассивных систем безопасности дополнительной системы пассивного залива активной зоны (ДСПЗАЗ) и системы пассивного отвода тепла от парогенераторов (СПОТ)

По международным требованиям безопасность АЭС должна быть подтверждена расчетами с использованием системных теплогидравлических кодов, верифицированных на экспериментальных данных

Кроме этого "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" ОПБ-88/97 указывают на то, что "технические и организационные решения, принимаемые для обеспечения безопасности АЭС, должны быть апробированы прежним опытом или испытаниями, исследованиями, опытом эксплуатации прототипов "

Основная задача систем безопасности заключается в поддержании температурного режима оболочек твэл с целью выполнения условий критических функций безопасности

Выполнение критических функций безопасности зависит от эффективности работы пассивных систем безопасности Одним из определяющих показателей эффективности новых пассивных систем безопасности ДСПЗАЗ и СПОТ является их способность поддерживать при совместной работе температуру твэл на уровне, не превышающем значения, указанного в критических функциях безопасности

В настоящий момент отсутствуют эксперименты с моделированием работы ДСПЗАЗ и СПОТ в условиях конкретной аварийной ситуации, направленные на исследование влияния данных систем на температурное состояние твэл применительно к реакторным установкам с ВВЭР.

Таким образом, исследование эффективности технических решений, используемых в пассивных системах, является актуальной задачей

В связи с тем, что реакторная установка представляет собой сложную теплогидравлическую систему, выполнение таких исследований целесообразно лишь на интегральной установке, максимально точно структурно моделирующей реальную реакторную установку

Целью работы является экспериментальная проверка технических решений заложенных в ДСПЗАЗ, а также исследование эффективности данной системы в аварии с гильотинным разрывом «горячего» трубопровода и наложением потери всех источников переменного тока Под эффективностью ДСПЗАЗ понимается ее способность при совместной работе со СПОТ поддерживать безопасный температ>рный режим оболочек твэл для выполнения условий критических функций безопасности

Также целью работы является заполнение матрицы верификации для больших течей и банка данных для верификации системных

теплогидравлических кодов, используемых для обоснования безопасности новых проектов АЭС

Научная новизна

1 Экспериментально проверены технические решения, используемые в системе пассивной подачи воды в реакторную установку

2 Впервые получены экспериментальные данные, характеризующие способность ДСПЗАЗ при совместной работе со СПОТ поддерживать температурный режим оболочек твэл для выполнения условий критических функций безопасности

3 Получены новые экспериментальные данные для заполнения матрицы экспериментальных данных для больших течей, используемой для верификации системных теплогидравлических кодов

Достоверность и обоснованность исследований

Результахы получены на экспериментальной установке, построенной с использованием общепризнанных принципов моделирования

Экспериментальные исследования базировались на применении проверенных методик исследований, автоматизации выполнения экспериментов и обработки полученных результатов, расчетов погрешности измерения, а также программы качества

Полученные результаты согласуются с современными представлениями о поведении теплогидравлических процессов в реакторных установках с реакторами ВВЭР

Практическая ценность

1 Выполнены экспериментальные исследования по проверке технических решений, использованных для системы пассивной подачи воды в реакторную установку

2 Получены новые экспериментальные данные, подтверждающие способность ДСПЗАЗ при совместной работе со СПОТ поддерживать температурный режим оболочек твэл для выполнения условий критических функций безопасности

3 Основные этапы работы выполнялись для новых проектов АЭС с ВВЭР, разработанных ведущими отечественными организациями ОКБ «Гидропресс», ФГУП «АЭП» и РНЦ «Курчатовский институт»

4 Полученные данные переданы в ведущие организации отрасли - ОКБ «Гидропресс», ФГУП «АЭП» и РНЦ «Курчатовский институт»

Апробация работы

Основные положения и результаты работы докладывались на научно-технических конференциях

- 7-й международной научно-технической конференции «Обеспечение надежности АЭС с ВВЭР» (Подольск, ФГУП «Гидропресс», 2007 г),

- Международной конференции ЮАРР'07 (Ницца, Франция, 2007 г)

Материалы диссертации обсуждались на НТС ФГУП «ЭНИЦ»

Личный вклад автора

В подготовке и выполнении экспериментов на крупномасштабной

исследовательской установке, каковой является стенд ПСБ-ВВЭР, участвует большой коллектив специалистов Тем не менее, в качестве ответственного исполнителя автор принимал непосредственное участие

- в разработке конструкции модели дополнительной системы пассивного залива АЗ,

- в подготовке описания геометрических характеристик системы пассивного залива АЗ;

- в составлении программы и методики выполнения экспериментальных исследований,

- в выполнении экспериментальных исследований

Также автор участвовал

- в курировании монтажных работ,

- в пуско-наладочных работах системы,

- в анализе и обработке полученных экспериментальных данных

Автор защищает:

- конструкцию модели ДСПЗАЗ в составе интегрального стенда ПСБ-ВВЭР,

- результаты проверки технических решений, заложенных в систему пассивной подачи воды в реакторную установку,

-результаты экспериментальных исследований эффективности ДСПЗАЗ в аварии с гильотинным разрывом «горячего» трубопровода и наложением потери всех источников переменного тока

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, выводов, библиографического списка и приложения Работа изложена на 178 страницах, содержит 39 иллюстраций, 21 таблицу и одно приложение на 22 страницах Библиографический список содержит 51 источник

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении дано обоснование актуальности выбранной темы, определены объект, предмет и цели исследования, а также кратко обозначены примененные методы исследования Изложены основные положения, выносимые на защиту, подчеркнута научная новизна и практическая значимость полученных результатов

В главе 1 представлен обзор пассивных систем безопасности, предназначенных для залива активной зоны (АЗ) в случае аварии для реакторных установок ВВЭР и Р\У11 На основании общих признаков выполнена классификация действующих и проектируемых систем пассивного залива АЗ Проведенный обзор позволил выявить разнообразие конструкторских и схемных решений, использованных в системах пассивного залива, и сделать выводы о путях дальнейшего развития данных систем

По мере совершенствования корпусных реакторов в мире существенно изменялся подход к проектированию САОЗ Развитие систем пассивного залива можно проследить на примере отечественных РУ с реакторами типа ВВЭР

В первых водо-водяных реакторах (ВВЭР-210 и ВВЭР-365) предусматривалась лишь компенсация утечек из первого контура за счет воды,

запасенной в компенсаторе давления (рис 1, а) В серийных блоках первого поколения (ВВЭР-440 с РУ В-179 и В-230) уже была применена САОЗ, включавшая в себя систему залива АЗ из баков-наконителей с помощью насосов Максимальная проектная авария для этого поколения реакторов ограничивалась разрывом трубопровода диаметром 32 мм а) б) в)

1 - реактор, 2 - парогенератор, 3 - главный циркуляционный насос, 4 - компенсатор давления, 5 - штатные гидроемкости САОЗ, б - гидроемкости дополнительной системы пассивного залива активной зоны

Рисунок 1 - Системы пассивного залива АЭС с ВВЭР а) реактор ВВЭР-210/365, 6) реактор ВВЭР-440/1000; в) ВВЭР-1200 (АЭС-2006)

В середине 70-х годов разработаны энергоблоки второго поколения - ВВЭР-440 с РУ В-213 Для этого проекта в качестве МПА уже рассматривался мгновенный поперечный разрыв трубопровода первого контура максимального диаметра со свободным истечением теплоносителя из обоих концов В состав САОЗ были включены как активные, так и пассивные элементы Последние представлены гидроемкостями, находящимися под давлением азота и подсоединенными к первому контуру трубопроводами с обратными клапанами (рис. 1,6)

Параллельно с работами по созданию серийных блоков ВВЭР-440/213 велась разработка проектов АЭС с ВВЭР-1000 После энергоблоков "малой серии" (РУ В-187, В-338) в промышленную эксплуатацию были введены унифицированные блоки с серийной РУ В-320. Система пассивного залива A3 этой РУ аналогична СПЗАЗ ВВЭР-440/213

В соответствии с мировыми тенденциями развития пассивных систем безопасности, направленными на выполнение ими дополнительных функций, кроме залива реактора большим расходом охлаждающей воды на ранней стадии аварии, в новых проектах АЭС с ВВЭР (ВВЭР-1200 «АЭС-2006», ВВЭР-1500) планируется использование дополнительной системы пассивного залива A3 (рис 1,в)

Эта система предназначена для пассивного залива активной зоны, с профилированным расходом, для теплосъема остаточного тепловыделения в

аварии с течью теплоносителя, включая полный двусторонний разрыв главного циркуляционного трубопровода, при наложении обесточивания станции Система разделена на четыре канала, в каждом канале имеется по два сосуда объемом 120 м3 Верхняя часть сосудов соединена с "холодными" трубопроводами на выходе из ПГ В этой линии установлен обратный клапан, обеспечивающий включение системы в работу при снижении давления в первом контуре ниже 1,5 МПа В этом случае давление в сосудах повышается (в режиме ожидания они полностью заполнены борированной водой и находятся под атмосферным давлением), и вследствие гидростатического напора вода из сосудов начинает поступать в корпус реактора

Также в главе 1 рассмотрены имеющиеся экспериментальные установки, предназначенные для исследования и обоснования работоспособности и эффективности дополнительной системы пассивного залива АЗ, и получения экспериментальных данных для верификации системных кодов

Применительно к РУ с ВВЭР экспериментальные исследования работы ДСПЗАЗ проводились в ФГУП «ЭНИЦ» на интегральном стенде ИСБ-ВВЭР и в ГНЦ РФ - ФЭИ на стенде ГЕ-2М В исследованиях были получены результаты, положительно характеризующие работу ДСПЗАЗ Несмотря на это, проведение этих исследований не позволило сделать окончательных выводов об эффективности ДСПЗАЗ

На интегральном стенде ИСБ-ВВЭР система ДСПЗАЗ моделировалась группой гидроемкостей, которая одновременно подключалась к двум петлям стенда (аварийной и неаварийной) В связи с малым масштабом (по сравнению с реакторной установкой) стенда ИСБ-ВВЭР и сложностью течения неравновесного двухфазного потока в модели ДСПЗАЗ необходимо выполнение экспериментов, в которых ДСПЗАЗ имела бы емкости и трубопроводы с диаметром близким к натурному

Стенд ГЕ-2М в ФЭИ лишен недостатков, присущих модели ДСПЗАЗ на стенде ИСБ-ВВЭР Стенд моделирует одну группу гидроемкостей ДСПЗАЗ установки ВВЭР-1000 Геометрические размеры трубопроводов, связывающих ДСПЗАЗ с реакторной установкой, и высотные отметки расположения оборудования на стенде ГЕ-2М соответствуют проектным, но недостатком стенда является отсутствие моделирования влияния обратных связей ДСПЗАЗ с реакторной установкой

Исходя из проведенного анализа, сделаны выводы о необходимости создания модели ДСПЗАЗ и проведении исследований в составе интегрального стенда максимально точно моделирующего все основные элементы прототипа доя учета влияния обратных связей

В главе 2 приведен краткий обзор методов моделирования, используемых при разработке и создании интегральных теплофизтеских установок

Для обеспечения безопасности атомных электростанций требуется надежное прогнозирование возможных аварийных ситуаций Развитие возможной аварии во времени прогнозируется с помощью специальных расчетных программ, которые верифицируются на экспериментальных данных, полученных на экспериментальных установках, моделирующих отдельные компоненты, системы или установку в целом Поскольку исследования в

области теплогидравлики реакторной установки с помощью полномасштабных натурных моделей практически нереализуемы, то выполняются обширные программы экспериментов с применением масштабных моделей Применимость экспериментальных результатов в отношении полномасштабной энергетической установки зависит от степени выполнения условий подобия (критериев подобия), на основе которых сооружена экспериментальная модель Критерии, или законы, масштабирования получают на основе математического формулирования законов сохранения

Различные методы моделирования обобщены в отечественной литературе Лабунцовым Д А и Муратовой Т М , в западной - Киянгом Р Л и включают в себя следующие подходы

- объемно-мощностное масштабирование (с сохранением времени),

- линейное масштабирование (с изменением масштаба по времени),

- моделирование однофазных течений (М Ишии),

- моделирование двухфазных течений (М Ишии)

В процессе анализа всеми авторами как весьма существенное отмечается то, что такой сложный комплекс систем, каковым является современная АЭС, не может быть смоделирован идеально, т е невозможно на практике удовлетворить всем критериям моделирования Так основным недостатком линейного моделирования является ограниченность класса моделируемых явлений, те невозможность корректно смоделировать явления, в которых существенную роль играют,силы тяготения При объемном моделировании весьма трудно сохранить гидравлические сопротивления При моделировании по законам Ишии возможно сохранить, не нарушая основных геометрических критериев, гидравлические сопротивления, но недостатком этих законов является расхождение в моделировании явлений теплообмена и режима потока.

При создании интегральных стендов, как правило, выбирают объемно-мощностной способ моделирования, как вносящий наименьшие искажения в исследуемые процессы Этот метод был использован при создании большинства существующих интегральных установок

Кроме описанных выше трудностей, возникающих в процессе вывода тех либо иных способов моделирования сложного теплогидравлического объекта, возникают трудности другого порядка Конструкция стенда, как правило, представляет собой компромисс между условиями подобия и имеющимися техническими и экономическими условиями, налагающими дополнительные искажения

Для того чтобы оценить качество стенда, вводятся критерии, позволяющие оценить способность стенда воспроизводить требуемые явления и сопоставить стенды друг с другом Для объемно-мощностного способа моделирования такими критериями являются

- критерий изменения режима течения

- критерий, учитывающий захват пара в место течи

D'f d

D id') '

- критерии, характеризующий захват жидкости в место течи

Ks^tA ' £>U,

- критерий, характеризующий условия существования противотока

D') '

где О, О* - диаметр главного трубопровода модели и прототипа соответственно,

ё, с1* - диаметр течи модели и прототипа, у

8 = — - коэффициент объемного масштабирования

Наилучшее удовлетворение стенда указанным критериям позволит создать корректную модель выбранного способа моделирования, не исключая, однако, описанных выше искажений, заложенных в самом методе моделирования

Для сравнения в таблице 1 представлены критерии для семи западных установок, и интегральных стендов ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР

Таблица 1 - Значения критериев искажения масштаба для разных интегральных

Наименование критерия ИСБ-ВВЭР (Россия) SEMI-SCALE (США) LOBI (Италия) SPES (Италия) ПСБ-ВВЭР (Россия) PKL (Германия) BETHSY (Франция) LOFT (США) LSTF (Япония)

изменение режима течения 2,3 1,46 1,47 0,94 1,45 1,85 0,93 0,18 0,50

захват пара в место течи 0,0117 0,014 0,023 0,026 0,039 0,067 0,061 0,041 0,074

захват жидкости в место течи 1,39 1,16 1,17 0,98 1,16 1,28 0,97 0,50 0,76

усчовия существования противотока 0,0087 0,039 0,048 0,19 0 065 0,041 0,300 37,4 2,2

Объемный масштабный фактор 1/2915 1/1700 1/720 1/427 1/289 1/134 1/100 1/60 1/48

Из таблицы 1 видно, что для таких явлений, как изменение режима течения и захват жидкости в место течи объемный масштаб установки не имеет большого влияния, и они удовлетворительно воспроизводятся на маломасштабных стендах А для воспроизведения захвата пара в место течи или создания условий противотока масштаб установки имеет определяющее значение

Таким образом, из проведенного анализа видно, что стенд ПСБ-ВВЭР находится на уровне лучших зарубежных аналогов, и является на данный

момент базовой установкой для выполнения экспериментальных исследований в области безопасности АЭС с ВВЭР

Для выполнения экспериментов по исследованию эффективности ДСПЗАЗ наряду с ней на установке ПСБ-ВВЭР были смонтированы следующие специальные системы

- система имитации гильотинного разрыва "горячего" трубопровода Это специальное устройство, которое позволяет организовать и имитировать двухстороннее истечение теплоносителя из первого контура;

- система имитации контейнмента (как граничное условие),

- система, имитирующая воздействие СПОТ (как граничное условие),

- система подачи газовой смеси на вход модели активной зоны,

- система сдувки парогазовой смеси из "холодного" коллектора каждого парогенератора Отбор парогазовой смеси выполняется из верхней точки уравнительного трубопровода ДСПЗАЗ

В главе 2 также рассмотрены вопросы моделирования ДСПЗАЗ в составе интегрального теплофизического стенда ПСБ-ВВЭР Описана конструкция модели системы и представлены результаты наладочных испытаний

с!у20

■к

жгжгж X~.iv

Ш67

г

А

щг

ь__|

А

И

щ ж

1 - сосуд ДСПЗАЗ (6 штук)

2 - трубопровод подачи воды

3 - уравнительная линия

4 - отсечной клапан уравнительной линии

5 - отсечной клапан водяной линии

6 - регулирующие вентили

мм

\

?

<1

йМ

Рисунок 2 - Искажение некоторых процессов для разных интегральных

установок

Система пассивной подачи воды - ДСПЗАЗ (как и в прототипе) состоит из четырех независимых каналов На рисунке 2 представлена принципиальная схема одного канала ДСПЗАЗ Подключение канала ДСПЗАЗ к контуру стенда

ПСБ-ВВЭР выпсгшяется с помощью отсечного клапана 4 по пару и 5 по воде Отсечные клапаны 4, 5 установлены в уравнительной линии 3 и сливном трубопроводе 2 соответственно Для получения требуемого профиля расхода используются регулирующие вентили 6

Основной задачей, которая была поставлена при исследовании влияния работы ДСПЗАЗ на температурный режим оболочки имитаторов твэл, являлась оценка эффективности пассивных систем при реально изменяющихся граничных условиях Поэтому для создания реальных условий (изменение давления, температуры, распределение теплоносителя по элементам первого контура) при выполнении работ при проектировании, изготовлении и монтаже всех элементов ДСПЗАЗ, по возможности, были учтены требования моделирования (объемно-мощностного) и масштаб стенда ПСБ-ВВЭР

При создании модели ДСПЗАЗ положение верхней точки системы было ограничено высотой здания, в котором располагается интегральный стенд ПСБ-ВВЭР В результате этого сосуды ДСПЗАЗ располагаются ниже по отношению к первому контуру, чем сосуды ДСПЗАЗ на РУ ВВЭР Отсутствие возможности создания модели ДСПЗАЗ полной высоты не позволило установить сосуды, для которых одновременно выполнялись бы оба условия, следующие из объемно-мощностного закона моделирования объем соответствовал натурному в масштабе 1/300 и площадь поверхности контакта воды с паром соответствовала натурной в этом же масштабе В результате было принято решение о сохранении отношения площадей модели и прототипа, равного объемно-мощностному масштабу, а недостающее количество теплоносителя было решено компенсировать путем подпитки сосудов ДСПЗАЗ питательной водой во время работы последней четвертой ступени Данный подход не противоречит объемно-мошностному закону моделирования и не внесет в процесс искажений, которые могли бы оказать влияние на работу ДСПЗАЗ, т к питательная вода подается под уровень воды и имеет температуру близкую к температуре воды в сосуде

Выбор диаметров и длин уравнительных и сливных трубопроводов также выполнен исходя из объемно-мощностного закона моделирования

С целью уменьшения неравновесных процессов взаимодействия пара и холодной воды, в момент запуска системы, в конструкции было предусмотрено выделение объема в верхней части сосудов (парового коллектора) Данный объем предназначен для ограничения перемешивания воды с паром в начале работы системы, что обеспечивает более быстрый прогрев верхнего слоя воды в сосудах и наступление устойчивой работы системы Выделенный объем составляет ~ 1 % от объема канала

Правильность данного решения позже была подтверждена опытами на стенде ГЕ2М, по результатам которых в сосудах ДСПЗАЗ были размещены дырчатые листы выполняющие ту же функцию

После монтажа ДСПЗАЗ была выполнена серия наладочных испытаний Наладочные испытания показали, что на работу этой системы очень большое влияние оказывают гидравлическое сопротивление уравнительных линий, линий подачи воды в первый контур, а также процессы конденсации пара в уравнительных линиях и в трубах секции, имитирующих баки с запасом воды

На основе тщательного анализа данных, полученных в наладочных испытаниях, были существенно изменены уравнительные линии и линии подачи воды При модернизации уравнительных линий пришлось значительно отойти от требований законов моделирования Диаметр трубопроводов уравнительных линий был увеличен в два раза до 20 мм Вместе с диаметром уравнительных линий была изменена их трассировка Это позволило уменьшить гидравлическое сопротивление этих линий, а также обеспечить условия для слива, образующегося в них конденсата в первый контур установки ПСБ-ВВЭР (рисунок 3)

Расходная характеристика системы профилирования, полученная при настройке на воздухе модифицированной ДСПЗАЗ, представлена на рисунке 4 20

ОР, кПа О

I I

- о-в—-« линия (ЗуЮ — —с линия с!у20

-■—^

I

I I

Л

и

-I-

-4 I

•ч. 1 ' 1 ^

о——в—® расход настроенный в-в-в расход заданный 1

«■с

Рисунок 3 - Перепад давления на уравнительном трубопроводе

0 10000 20000 и, с 30000

Рисунок 4 - Расходная характеристика канала системы ДСПЗАЗ

Как следует из представленного графика изменения расхода воды, величина расхода воды превышает требуемое значение Соответственно, время работы каждой ступени получается меньше требуемого Такая настройка системы профилирования объясняется тем, что при работе ДСПЗАЗ в реальных условиях (при горячем стенде, заполненном паром) расход воды зависит от перепада давления между точками отбора пара (место подсоединения уравнительной линии) и подачи воды (место подсоединения сливной линии) в реакторную установку. Наладочные испытания показали, что если это не учитывать при настройке системы профилирования, то невозможно получить требуемую характеристику изменения расхода. В реальных условиях величина расхода всегда оказывается меньше предварительно установленной на воздухе Этот факт необходимо учесть при настройке реальной ДСПЗАЗ

Первые наладочные испытания показали, что масса воды в секциях ДСПЗАЗ во времени ее работы увеличивается из-за конденсации пара В результате этого, интервал времени работы каждой ступени значительно увеличивается Для сохранения заданной расходной характеристики трубопровод соответствующей ступени профилирования расхода закрывался по окончании времени его работы Это означает, что последующие экспериментальные исследования будут выполнены при консервативном подходе с точки зрения количества подаваемой воды (меньшего) в реакторную установку

В главе 3 представлен подробный сценарий эксперимента и обоснование начальных и граничных условий

Временная последовательность событий и значения основных параметров в стационарном состоянии были взяты из отчетов ОКБ «Гидропресс» В то же время, ряд параметров, таких как мощность тепловыделяющей сборки, давление второго контура и др потребовали адаптации с учетом технических возможностей экспериментальной установки

При выполнении экспериментов располагаемая мощность экспериментального стенда (мощность, которая могла быть выделена на сборке имитаторов твэл) была равна 1500 кВт Как показывают расчеты, мощность, выделяемая активной зоной реактора, снижается до этого значения уже через две секунды после начала аварийного процесса

Из этого следует, что величина начальной мощности сборки имитаторов твэл стенда ПСБ-ВВЭР может быть принята равной 15 % (1500 кВт), так как начальная фаза (первые две секунды) аварийного процесса не может оказать влияния на работу ДСПЗАЗ и дальнейшую оценку ее эффективности В пользу возможности принятия начальной мощности 1500 кВт также говорит то, что длительность исследуемого процесса составляет десятки тысяч секунд и начальная фаза этого эксперимента (с точки зрения начальной мощности сборки имитаторов твэл) не может повлиять на протекание процесса Это позволило получить стационарное состояние, соответствующее требованиям сценария

Для правильного воссоздания граничных условий (в частности количества оставшегося теплоносителя и его распределения по контуру установки на момент подсоединения ДСПЗАЗ), которые могут возникнуть в прототипе при аварии с гильотинным разрывом, необходимо воспроизвести профиль распределения температуры теплоносителя в первом контуре При существующей технической возможности стенда (мощность сборки не равна номинальной) для этого необходимо было увеличить давление во втором контуре

При подготовке эксперимента особое внимание было уделено вопросам компенсации тепловых потерь стенда и моделированию генерации неконденсирующихся газов

Планируемый эксперимент имеет большую протяженность во времени Как известно, относительная величина тепловых потерь любой модельной установки превышает относительную величину тепловых потерь реальной установки (прототипа) примерно на два порядка Это связано с тем, что при уменьшении линейного размера Ь элемента его объем уменьшается как I/, а поверхность - как Ь2

В связи с этим большую важность приобретает вопрос учета (корректной компенсации) тепловых потерь экспериментальной установки Очевидно, что без компенсации тепловых потерь тем или иным образом мощность модели активной зоны, задаваемая на основе кривой остаточного тепловыделения, быстро снижается до величины, равной тепловым потерям экспериментальной установки и продолжение эксперимента становится нецелесообразным

На установке ПСБ-ВВЭР, в отличие от зарубежных экспериментальных установок, таких как ВЕТШУ (Франция) или РКЬ (Германия), отсутствуют нагреватели для компенсации локальных тепловых потерь в разных компонентах установки Лишь в компенсаторе давления имеется нагреватель, основной функцией которого является моделирование нагревателей КД ВВЭР-1000 Этот нагреватель может быть использован для компенсации тепловых потерь только компенсатора давления

Поэтому единственным способом компенсации тепловых потерь с поверхности оборудования установки ПСБ-ВВЭР (за исключением КД) является соответствующая модификация кривой мощности модели активной зоны

Для целей оценки мощности, которую необходимо учесть для компенсации тепловых потерь установки ПСБ-ВВЭР, были рассмотрены следующие составляющие интегральных тепловых потерь установки

- оборудование первого контура (без учета КД),

-ГЦН,

- компенсатор давления,

- второй контур с учетом системы СПОТ,

- ДСПЗАЗ

На основании выполненного анализа тепловых потерь, к кривой мощности была добавлена постоянная величина, равная 40 кВт

Такой подход является консервативным, т к в модели активной зоны будет выделяться больше тепла и ДСПЗАЗ будет работать в более «тяжелых» условиях

Для имитации газовыделения в первом контуре стенда ПСБ-ВВЭР используется система подачи смеси газов, подключенная к нижней части канала с имитаторами твэл В системе подачи газов используется газовая смесь азота и гелия

Кроме этого была выполнена работа по газонасыщению воды штатных гидроемкостей САОЗ стенда ПСБ-ВВЭР С целью моделирования поступления в первый контур азота, растворенного в сосудах ГЕ САОЗ прототипа Растворенный в сосудах газ также может оказать влияние на время их слива

Насыщение производилось воздухом В течение одного часа через объем воды в гидроемкостях прокачивался воздух При этом давление в гидроемкостях поддерживалось на номинальном уровне 5,9 МПа

На рисунке 5 представлены зависимости изменения уровня от времени для одного

о го 40 ео во и юо гидроакхумулятора, заполненного в Рисунок 5 - Изменение уровня в пеРВ0М слУчае обычной водой, и во гидроемкости САОЗ втором - водой, насыщенной газом

(воздухом) Как видно из рисунка,

растворенный газ не оказал заметного влияния на время опорожнения гидроемкости.

В главе 4 диссертационной работы дан анализ полученных экспериментальных результатов.

Работа ДСПЗАЗ

На 24,9 с эксперимента, при снижении давления в первом контуре до 1,47 МПа, была подана команда на подключение ДСПЗАЗ. Максимальные значения расходов в каждом из каналов (рис. 6) были достигнуты на следующих секундах после подключения системы: ТН07 - 5 с; ТН08 - 16 с; ТН09 - 8 с; ТН10 - 5 с.

В течение первых 400 с работы ДСПЗАЗ наблюдались колебания расхода которые были связаны с процессом обезвоживания уравнительных линий. На рисунке 7 хорошо видна корреляция показаний перепадомера в уравнительной линии с расходом в соответствующем канале. Несмотря на наличие колебаний расхода, вода из системы ДСПЗАЗ все время поступала в реакторную установку.

После обезвоживания уравнительных линий расход во всех каналах стабилизировался на уровне 37 г/с и далее плавно снижался.

Рисунок 6 - Расход из ДСПЗАЗ Рисунок 7 - Расход и перепад на

(первые 500 с) уравнительной линии канала ТН07

(первые 500 с)

Из рисунка 8 видно, что значение расхода на каждой ступени плавно изменялось, но среднее значение расхода и, соответственно, масса воды, поступившей в первый контур, на каждой ступени равна заданным значениям.

К особенностям работы ДСПЗАЗ стенда ПСБ-ВВЭР можно отнести повышенные тепловые потери системы стенда по сравнению с прототипом. Это приводит к тому, что в емкостях системы образуется конденсат, увеличивающий запас воды в системе. Требование сохранения заданной длительности работы той или иной ступени расхода требует преждевременного закрытия очередной профилирующей линии. Т.е. профилирующие линии закрываются раньше по "уставке" времени, не дожидаясь снижения уровня воды до отметки штуцера профилирующей линии.

Рисунок 8 - Заданное и действительное значение расхода из одного канала

Рисунок 9 - Изменение температуры прогретого слоя воды в сосуде ДСПЗАЗ в зависимости от глубины прогрева

Сопоставляя показания термопар, измеряющих температуру теплоносителя по высоте емкостей ДСПЗАЗ, с показаниями уровнемеров удалось определить глубину прогрева воды в гидроемкостях за счет поступающего из первого контура пара Кроме того, была отдельно определена толщина слоя конденсата и общая толщина прогретого слоя воды в емкостях В качестве примера для одного канала на рисунке 9 приведен обобщенный график изменения величины прогретого слоя, как и величины слоя конденсата для разных моментов времени эксперимента Работа СПОТ

В соответствии со сценарием эксперимента на 30 секунде был подан сигнал на подключение системы СПОТ Через 4 - 5 с запорные вентили в конурах

циркуляции СПОТ были открыты, однако на разворачивание системы потребовалось некоторое время, что связано с конструктивными особенностями теплообменника и в частности с параметрами контура охлаждения СПОТ

Полноценное включение СПОТ в работу произошло в следующие моменты времени ПГ-1 - 757 с, ПГ-2 - 723 с, ПГ-3 - 681 с, ПГ-4 - 824 с.

Суммарная кривая изменения мощности СПОТ для всех четырех ПГ представлена на рисунке 10 Из графика видно, что изменение мощности СПОТ происходит быстрее, чем было запланировано в эксперименте Т е в конечном итоге СПОТ стенда ПСБ-ВВЭР отбирает меньше тепла от второго контура (с учетом масштабного фактора), чем СПОТ реактора прототипа

Выбор данной зависимости мощности СПОТ обусловлен следующим

30000

60000

60000

Рисунок 10-

Суммарная мощность СПОТ

1) Относительные тепловые потери интегральной установки ПСБ-ВВЭР превосходят относительные тепловые потери РУ прототипа. Для динамического режима достаточно трудно предсказать изменение значения тепловых потерь во времени, а для данного типа аварийного режима это является очень важным параметром, так как тепловые потери первого контура, начиная с некоторого момента времени, способствуют конденсации пара в нем и, соответственно, способствуют пополнению модели реакторной установки водой. Для реакторной установки тепловые потери не являются существенным фактором, а для ПСБ-ВВЭР это заметный дополнительный фактор поступления воды в первый контур.

2) На стенде ПСБ-ВВЭР был выполнен еще один эксперимент по тому же сценарию, отличающийся от описываемого здесь небольшим отличием граничных условий, при одинаковых начальных условиях. Отличие, в частности, заключалось в том, что в эксперименте, начиная с определенного момента времени, моделировалась полная мощность СПОТ (рисунок 11). В результате такого подхода в эксперименте было получено излишнее захолаживание первого контура и, как следствие, более интенсивное его заполнение (рисунок 12).

Принимая во внимание вышеизложенные обстоятельства, мощность СПОТ в эксперименте была снижена. Однако снижение мощности было больше необходимого для компенсации тепловых потерь. В результате имело место два разогрева имитаторов твэл, которые предотвращались с помощью кратковременного снижения мощности модели активной зоны.

300 -

N. кВт

1 „-1-!_-1--.

1— ®--ЭКСПС эимецт № I < римент № 2 р

1-

к*"

0 30000 60000 Ь с 90000

Рисунок 11 - Суммарная мощность СПОТ (эксперимент № 2)

60000 % о 90000

- Масса

О 30000

Рисунок 12 теплоносителя в первом контуре

Практически в течение последней 3/4 эксперимента давление во втором контуре слабо изменялось, и соответственно, мало изменялась мощность СПОТ.

Температура поверхности имитаторов твэл

Во время выполнения эксперимента имело место четыре разогрева имитаторов твэл (рисунок 13).

Первый разогрев был связан с большим выносом массы из первого контура в начале эксперимента и явился следствием отсутствия работы активной САОЗ. Он был преодолен благодаря охлаждающей воде, поступающей из ДСПЗАЗ.

Рисунок 13 - Температура Рисунок 14 - Весовой уровень в

поверхности имитаторов твэл РУ и ВКС

Второй и третии разогрев были связаны с переходом с одной ступени расхода на другую В обоих случаях, после перехода на очередную ступень расхода начиналось постепенное снижение уровня воды в модели АЗ (рисунок 14) При втором разогреве снижению уровня еще способствовал процесс формирования гидрозатворов в холодных трубопроводах Второй разогрев начался через 3385 с после перехода со второй на третью ступень расхода, а третий разогрев через 6837 с после перехода с третей на четвертую ступень Оба разогрева явились следствием заниженного значения мощности СПОТ и преодолевались с помощью кратковременного снижения мощности модели АЗ.

Четвертый разогрев был самый продолжительный - 23800 с, но, в то же время, температура оболочек имитаторов твэл была невысокой Максимально достигнутая температура составляла 307 °С, при температуре насыщения в этот момент времени 142 °С Как следует из экспериментальных данных, температура оболочек имитаторов твэл в этот период не превысила значения, указанного в критериях функции безопасности В течение всего этого длительного интервала времени среднее значение как массы теплоносителя в первом контуре, так и уровня в АЗ оставались практически неизменными Причина такого поведения системы заключалась, по-видимому, в следующем саморегулирующемся процессе При снижении уровня теплоносителя в активной зоне до определенного значения начинался разогрев верхней части имитаторов твэл, что вело к уменьшению генерации пара и, соответственно, происходило снижение давления в первом контуре В свою очередь снижение давления вело к уменьшению выброса теплоносителя в течь, и масса в первом контуре, а, следовательно, и уровень начинали возрастать, что приводило к уменьшению разогрева, повышению давления и т д Далее описанный процесс повторялся

Так как практически все процессы в описываемый период времени как в первом, так и во втором контурах стабилизировались, то и данное состояние продолжалось достаточно долго Изменяемой была только мощность АЗ, но и она за это время снизилась лишь на 19 кВт Тем не менее, на 69487 с было достигнуто некое критическое значение мощности, при которой стачо

генерироваться недостаточное количество пара для поддержания описываемого квазиравновесия и первый контур стенда начал постепенно заполняться Разогрев прекратился

Во всех четырех разогревах разогрев стенки имитаторов твэл начинался с верхней части модели активной зоны Характерной особенностью всех разогревов является то, что они начинались при низком значении весового уровня в модели АЗ

ВЫВОДЫ ПО РАБОТЕ

1 Выполнен обзор существующих и разрабатываемых систем пассивного залива АЗ, а также экспериментальных установок для исследования работы новой пассивной системы ДСПЗАЗ применительно к АЭС с ВВЭР Показана неполнота имеющихся экспериментальных исследований и обоснована целесообразность проведения исследований на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР

2 Разработана конструкция модели ДСПЗАЗ в соответствии с объемно-мощностным законом моделирования, которая смонтирована в составе интегрального стенда ПСБ-ВВЭР

3 В ходе наладочных экспериментов выявлено

- при настройке расходной характеристики системы необходимо учитывать перепад давления между точками подачи воды и отбора пара,

- необходимо увеличить диаметр трубопроводов сливных и уравнительных линий,

- для уменьшения времени достижения устойчивой подачи воды необходимо выделить объем в верхней части сосудов для быстрого прогрева верхнего слоя находящейся в них воды

4 На интегральном стенде ПСБ-ВВЭР выполнены экспериментальные исследования аварии с гильотинным разрывом «горячего» трубопровода Экспериментально подтверждена правильность технических решений, заложенных в систему пассивной подачи воды в активную зону

5 Анализ полученных экспериментальных данных показал

- системы ДСПЗАЗ и СПОТ эффективны для поддержания температурного режима оболочек твэл и выполнения условий критических функций безопасности,

- в сосудах ДСПЗАЗ увеличивается количество воды из-за конденсации пара, что приводит к увеличению времени работы системы,

- большое влияние мощности СПОТ на конечной стадии процесса (~30000-80000 с) на его развитие

6 Получены новые данные для заполнения матрицы экспериментальных данных для больших течей, используемой для верификации системных теплогидравчических кодов

7 Результаты исследований помещены в банк данных ФГУП «ЭНИЦ» и переданы в ведущие организации отрасли - ОКБ «Гидропресс», ФГУП «Атомэнергопроект» и РНЦ «Курчатовский институт»

Основные положения диссертации опубликованы в следующи работах:

1. Никонов С.М, Ёлкин И.В., Липатов И.А. и др. Экспериментальны исследования влияния новых пассивных систем безопасности н температурное состояние твэл II Электрические станции. - 2007. - №9. С.7-10

2 Елкин И В , Липатов И А, Дремин Г И, Галчанская С А , Никонов С М др Эксперименты на стенде ПСБ-ВВЭР в 2002 году // Годовой отчет ЭНИЦ Электрогорск ФГУП «ЭНИЦ», - 2002 - с 22-37

3 Никонов С М Исследование влияния системы пассивного залива второ! ступени на температурное состояние твэл в условиях большой течи // Тезись докладов IX Международной конференции «Безопасность АЭС и подготовк кадров, Обнинск, 24-28 октября 2005 г» - Обнинск ИАТЭ - 2005

4 Никочов С М, Капустин А В , Ровнов А А и др Теплогиправлически экспериментальные исследования безопасности АЭС с ВВЭР-1000 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP-2007), Ma 13-18, Nice, France, 2007. доклад 7091 (на англ яз )

5 Елкин ИВ, Липатов И А., Никонов СМ и др Исследование влияни пассивных систем на температурное состояние твэл // Сб трудов 5-международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасност АЭС с ВВЭР», 29 мая-1 июня 2007 - Подольск, - 2007 На CD

Подписано в печать //, СУ- 6$П Зак 9Л Тир т Пл

Полиграфический центр МЭИ (ТУ) Красноказарменная ул, д 13

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ И УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1 Современное состояние систем пассивного залива активной зоны водо-водяных реакторов с водой под давлением и пути их дальнейшего развития.

1.1 Классификация систем пассивного залива активной зоны.

1.2 Системы пассивного залива A3 действующих АЭС.

1.3 Системы пассивного залива A3 разрабатываемых АЭС.

1.4 Экспериментальные исследования работы СПЗАЗ новых проектов РУ.

Выводы по главе 1.

ГЛАВА 2 Моделирование теплогидравлических процессов в РУ.

2.1 Обзор имеющихся способов моделирования.

2.1.1 Закон моделирования с сокращением времени (линейное моделирование).

2.1.2 Закон моделирования с сохранением времени (объемно-мощностное моделирование).

2.1.3 Закон моделирования однофазных течений (М. Ишии).

2.1.4 Закон моделирования двухфазных течений (М. Ишии).

2.2 Возможности имеющихся способов моделирования.

2.3 Применение объемно-мощностного способа моделирования для создания интегральных стендов и оценки качества моделирования.

2.4 Описание стенда ПСБ-ВВЭР.

2.4.1 Краткая характеристика стенда.

2.4.2 Оценка качества моделирования ПСБ-ВВЭР.

2.5 Новые специальные системы стенда ПСБ-ВВЭР.

2.5.1 Система имитации гильотинного разрыва "горячего" трубопровода

2.5.2 Система имитации контейнмента.

2.5.3 Система, имитирующая воздействие СПОТ.

2.5.4 Система подачи газовой смеси на вход модели активной зоны.

2.5.5 Система сдувки парогазовой смеси.

2.6 Дополнительная система пассивного залива активной зоны.

2.6.1 ДСПЗАЗ прототипа.

2.6.2 Модель ДСПЗАЗ в составе стенда ПСБ-ВВЭР.

2.6.3 Моделирование ДСПЗАЗ.

Выводы по главе 2.

ГЛАВА 3 Адаптация сценария эксперимента.

3.1 Начальная мощность тепловыделяющей сборки.

3.2 Учет тепловых потерь стенда.

3.3 Расходы теплоносителя в первом контуре и давление второго контура.

3.4 Расход воды из ДСПЗАЗ.

3.5 Подача воды из штатных гидроемкостей САОЗ.

3.6 Масса подаваемого в первый контур азота и гелия.

3.7 Сценарий эксперимента.

3.7.1 Конфигурация систем стенда.

3.7.2 Начальные условия экспериментов.

3.7.3 Граничные условия экспериментов.

Выводы по главе 3.

ГЛАВА 4 РЕЗУЛЬТАТЫ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО ИССЛЕДОВАНИЯ ЭФФЕКТИВНОСТИ ДСПЗАЗ.

4.1 Начальные и граничные условия экспериментов.

4.1.1 Начальные условия экспериментов.

4.1.2 Сценарий экспериментов.

4.2 Описание экспериментов.

4.2.1 Эксперимент ГТ-2х100-02.

4.2.2 Краткая информация по эксперименту ГТ-2х100-01.

4.3 Список явлений, зафиксированных в эксперименте.

Выводы по главе 4.

ВЫВОДЫ.

Объект и предмет исследования

Развитие атомной энергетики на современном этапе возможно лишь при разработке новых подходов к оценке безопасности АЭС и при пересмотре границ безопасности с технической точки зрения.

Атомная энергетика России базируется на использовании двух основных типов реакторных установок: с корпусными реакторами типа ВВЭР с водой под давлением и с канальными реакторами типа РБМК.

РУ с ВВЭР зарекомендовали себя как надежные аппараты и получили широкое распространение не только в России, но и в других странах (Болгарии, Финляндии, Украине, Венгрии, Чехии, Словакии; началось строительство АЭС с ВВЭР в Иране, Индии, Китае). Перспективы развития на ближайшее будущее связываются со строительством усовершенствованных РУ с ВВЭР мощностью 1000 и 1500 МВт.

Существенное повышение безопасности АЭС с реакторами ВВЭР не может быть достигнуто только путем наращивания числа технологически подобных каналов систем безопасности. Качественно новый уровень безопасности достижим только за счет использования системного разнообразия в выполнении критических функций безопасности.

Особенностью структуры систем безопасности новых проектов АЭС с реакторами ВВЭР явилось то, что при технической реализации принципа системного разнообразия в проектах использованы активные и пассивные системы безопасности.

Следует также отметить, что пассивные системы безопасности в проектах новых АЭС с реакторами ВВЭР вступают в работу, т.е. начинают выполнять свою проектную функцию, по наличию отклонения технологического параметра, а не по команде оператора или управляющей системы. В настоящее время к числу новых пассивных систем безопасности относятся: дополнительная система пассивного залива активной зоны (так называемая система гидроемкостей второй ступени), система пассивного отвода тепла от второго контура парогенератора (СПОТ), система пассивной фильтрации межоболочечного пространства, система удержания и охлаждения расплавленной активной зоны, система быстрого ввода бора и система подавления водорода.

Объектом исследования, выполненного в рамках этой работы, является дополнительная система пассивного залива активной зоны (ДСПЗАЗ). Предметом исследования выступает температурное состояние оболочек имитаторов твэл в условиях большой течи при работе ДСПЗАЗ. Система ДСПЗАЗ предназначена для предотвращения осушения активной зоны и отвода остаточного тепла от активной зоны при течах из первого контура реакторной установки в условиях полной потери источников переменного тока, включая дизель генераторы, в течение максимально возможного периода времени (не менее 24 часов при совместной работе со СПОТ). В соответствии с "Техническим заданием на разработку технических проектов реакторной установки ВВЭР-1000 повышенной безопасности и дополнительных систем безопасности 392-T3-001" предусматривается оснащение АЭС-92 дополнительными системами пассивной безопасности -ДСПЗАЗ и СПОТ. По проекту АЭС-92 в настоящее время строится двухблочная атомная станция Куданкулам в Индии, в России этот проект будет реализован на площадке Нововоронежской АЭС-2.

Также новые пассивные системы безопасности ДСПЗАЗ и СПОТ используются в новом разрабатываемом проекте АЭС-2006.

Целью данной работы является экспериментальная проверка технических решений, заложенных в ДСПЗАЗ, а также исследование эффективности данной системы в аварии с гильотинным разрывом «горячего» трубопровода и наложением потери всех источников переменного тока. Под эффективностью ДСПЗАЗ понимается ее способность при совместной работе со СПОТ поддерживать безопасный температурный режим оболочек твэл для выполнения условий критических функций безопасности.

Также целью работы является заполнение матрицы верификации для больших течей и банка данных для верификации системных теплогидравлических кодов, используемых для обоснования безопасности новых проектов АЭС.

Актуальность работы

Актуальность работы определяется необходимостью подтверждения функциональной работоспособности и правильности технических решений, заложенных в дополнительную систему пассивного залива активной зоны.

По международным требованиям безопасность АЭС должна быть подтверждена расчетами с использованием теплогидравлических системных кодов улучшенной оценки, верифицированных на экспериментальных данных.

Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" ОПБ-88/97 указывают на то, что "технические и организационные решения, принимаемые для обеспечения безопасности АЭС, должны быть апробированы прежним опытом или испытаниями, исследованиями, опытом эксплуатации прототипов.".

Основная задача систем безопасности заключается в поддержании температурного режима оболочек твэл с целью выполнения условий критических функций безопасности.

Выполнение критических функций безопасности зависит от эффективности работы пассивных систем. Таким образом, исследование эффективности технических решений, используемых в пассивных системах, является актуальной задачей.

В настоящий момент отсутствуют эксперименты с моделированием работы новых пассивных систем (ДСПЗАЗ, СПОТ и т.д.) в условиях конкретной аварийной ситуации, направленные на исследование влияния данных систем на температурное состояние твэл применительно к РУ с ВВЭР.

В связи с тем, что РУ представляет собой сложную теплогидравлическую систему, выполнение таких экспериментов целесообразно лишь на интегральной установке, максимально точно структурно моделирующей реальную РУ.

Метод исследования

Метод исследования, который использовался в диссертации, это метод физического воспроизведения теплогидравлических процессов, протекающих в реакторной установке. Исследования проводились на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР, который является ее структурно, гидродинамически и тепло физически подобной моделью.

Интегральный стенд ПСБ-ВВЭР - это интегральная теплофизическая установка, структурно подобная первому контуру АЭС с реактором ВВЭР-1000. Объемно-мощностной масштаб стенда — 1:300, высотные отметки расположения основного оборудования стенда соответствуют высотным отметкам прототипа. Для выполнения экспериментов на установке ПСБ-ВВЭР были дополнительно смонтированы следующие специальные системы:

- система имитации гильотинного разрыва "горячего" трубопровода;

- система имитации контейнмента (как граничное условие);

- система, имитирующая воздействие СПОТ (как граничное условие);

- система подачи газовой смеси на вход модели активной зоны;

- система сдувки парогазовой смеси из "холодных" коллекторов парогенераторов.

При создании модели ДСПЗАЗ был изучен и обобщен предыдущий опыт создания моделей подобных систем.

Основные результаты и их научная новизна

1. Экспериментально проверены технические решения, используемые в системе пассивной подачи воды в реакторную установку.

2. Впервые получены экспериментальные данные, характеризующие способность ДСПЗАЗ при совместной работе со СПОТ поддерживать температурный режим оболочек твэл для выполнения условий критических функций безопасности.

3. Получены новые экспериментальные данные для заполнения матрицы экспериментальных данных для больших течей, используемой для верификации системных теплогидравлических кодов.

Практическая значимость работы состоит в следующем:

1. Выполнены экспериментальные исследования по проверке технических решений, использованных для системы пассивной подачи воды в реакторную установку.

2. Получены новые экспериментальные данные, подтверждающие способность ДСПЗАЗ при совместной работе со СПОТ поддерживать температурный режим оболочек твэл для выполнения условий критических функций безопасности. ^

3. Основные этапы работы выполнялись для новых проектов АЭС с ВВЭР, разработанных ведущими отечественными организациями ОКБ «Гидропресс», ФГУП «АЭП» и РНЦ «Курчатовский институт».

4. Полученные данные переданы в ведущие организации отрасли -ОКБ «Гидропресс», ФГУП «АЭП» и РНЦ «Курчатовский институт».

Автор защищает:

- конструкцию модели ДСПЗАЗ в составе интегрального стенда ПСБ-ВВЭР;

- результаты проверки технических решений, заложенных в систему пассивной подачи воды в реакторную установку;

- результаты экспериментальных исследований эффективности ДСПЗАЗ в аварии с гильотинным разрывом «горячего» трубопровода и наложением потери всех источников переменного тока.

Достоверность

Результаты получены на экспериментальной установке, построенной с использованием общепризнанных принципов моделирования. Экспериментальные исследования базировались на применении проверенных методик исследований, автоматизации выполнения экспериментов и обработки полученных результатов, расчетов погрешности измерения, а также программы качества. Полученные результаты согласуются с современными представлениями о поведении теплогидравлических процессов в реакторных установках с реакторами ВВЭР.

Личный вклад автора

В подготовке и выполнении экспериментов на крупномасштабной исследовательской установке, каковой является стенд ПСБ-ВВЭР, участвует большой коллектив специалистов. Тем не менее, в качестве ответственного исполнителя автор принимал непосредственное участие:

- в разработке конструкции модели дополнительной системы пассивного залива A3;

- в подготовке описания геометрических характеристик системы пассивного залива A3;

- в составлении программы и методики выполнения экспериментальных исследований;

- в выполнении экспериментальных исследований.

Также автор участвовал:

- в курировании монтажных работ;

- в пуско-наладочных работах системы;

- в анализе и обработке полученных экспериментальных данных.

Публикации по теме диссертации

Результаты работы отражены в отчетах ФГУП «ЭНИЦ» и материалах российских и международных конференций.

Основные положения и результаты работы были представлены на 7-й международной научно-технической конференции «Обеспечение надежности АЭС с ВВЭР», ФГУП «Гидропресс», Подольск, 2007 г., и на Международной конференции "International Congress on Advances in Nuclear Power Plants" (ICAPP 2007), Ницца, Франция, 2007 г.

По теме данной работы автором в соавторстве выпущено 6 научно-технических отчетов и опубликовано 5 работ.

Структура диссертации

Во введении дано обоснование актуальности выбранной темы, определены объект, предмет и цели исследования, а также кратко обозначен примененный метод исследования. Изложены основные положения, выносимые на защиту, подчеркнута научная новизна и практическая значимость полученных результатов.

В главе 1 представлен обзор пассивных систем безопасности, предназначенных для залива активной зоны в случае аварии для реакторных установок ВВЭР и PWR. На основании общих признаков сделана классификация действующих и проектируемых систем пассивного залива A3. Проведенный обзор 1 позволил выявить разнообразие конструкторских и схемных решений, использованных в системах пассивного залива, и сделать выводы о путях дальнейшего развития данных систем. Также в главе 1 рассмотрены имеющиеся экспериментальные установки, предназначенные для обоснования работоспособности и эффективности вновь вводимых пассивных систем безопасности, в частности ДСПЗАЗ, и получения экспериментальных данных для верификационных расчетов. Сделаны выводы о необходимости создания модели ДСПЗАЗ и проведении исследований в составе интегрального стенда, максимально точно моделирующего все основные элементы прототипа для учета влияния обратных связей.

В главе 2 приведен краткий обзор методов моделирования, используемых при разработке и создании интегральных теплофизических установок. Приведено обоснование применения объемно-мощностного способа моделирования для интегральных стендов. Приведено краткое описание интегральной установки ПСБ-ВВЭР и основных систем, задействованных в экспериментах по анализу эффективности ДСПЗАЗ. На основании сравнения качества моделирования явлений разными экспериментальными установками сделаны выводы о том, что стенд ПСБ-ВВЭР находится на уровне лучших зарубежных аналогов, и является на данный момент базовой установкой для выполнения экспериментальных исследований в области безопасности РУ с ВВЭР-1000. Также отмечается, что на данном этапе этот стенд по своим характеристикам лучше всего подходит для экспериментального исследования эффективности ДСПЗАЗ.

Также в главе 2 рассмотрены вопросы моделирования ДСПЗАЗ в составе интегрального стенда ПСБ-ВВЭР. Описана конструкция модели системы и представлены результаты наладочных испытаний.

В главе 3 представлен подробный сценарий эксперимента и обоснование начальных и граничных условий. Выполнен анализ расчетных данных для обоснования начальной мощности на модели активной зоны. При подготовке сценария эксперимента особое внимание уделено вопросам компенсации повышенных тепловых потерь экспериментальной установки по отношению к реактору прототипу.

В главе 4 диссертации дан анализ полученных экспериментальных результатов, и сделаны выводы об эффективности работы новых пассивных систем безопасности (ДСПЗАЗ и СПОТ) с точки зрения выполнения критических функций безопасности, а именно поддержание температуры поверхности твэл на безопасном уровне.

В приложении А приведены графики, отражающие поведение основных теплогидравлических параметров в выполненных экспериментальных исследованиях.

выводы

1. Выполнен обзор существующих и разрабатываемых систем пассивного залива A3, а также экспериментальных установок для исследования работы новой пассивной системы ДСПЗАЗ применительно к АЭС с ВВЭР. Показана неполнота имеющихся экспериментальных исследований и обоснована целесообразность проведения исследований на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР.

2. Разработана конструкция модели ДСПЗАЗ в соответствии с объемно-мощностным законом моделирования, которая смонтирована в составе интегрального стенда ПСБ-ВВЭР.

3. В ходе наладочных экспериментов выявлено:

- при настройке расходной характеристики системы необходимо учитывать перепад давления между точками подачи воды и отбора пара;

- необходимо увеличить диаметр трубопроводов сливных и уравнительных линий;

- для уменьшения времени достижения устойчивой подачи воды необходимо выделить объем в верхней части сосудов для быстрого прогрева верхнего слоя находящейся в них воды.

4. На интегральном стенде ПСБ-ВВЭР выполнены экспериментальные исследования аварии с гильотинным разрывом «горячего» трубопровода. Экспериментально подтверждена правильность технических решений, заложенных в систему пассивной подачи воды в активную зону.

5. Анализ полученных экспериментальных данных показал:

- системы ДСПЗАЗ и СПОТ эффективны для поддержания температурного режима оболочек твэл и выполнения условий критических функций безопасности;

- в сосудах ДСПЗАЗ увеличивается количество воды из-за конденсации пара, что приводит к увеличению времени работы системы;

- большое влияние мощности СПОТ на конечной стадии процесса (-30000-80000 с) на его развитие.

6. Получены новые данные для заполнения матрицы экспериментальных данных для больших течей, используемой для верификации системных теплогидравлических кодов.

7. Результаты исследований помещены в банк данных ФГУП «ЭНИЦ» и переданы в ведущие организации отрасли — ОКБ «Гидропресс», ФГУП «Атомэнергопроект» и РНЦ «Курчатовский институт».

1. Малышев Л.Б. Анализ совершенствования решений по обеспечению безопасности АЭС с реакторами водо-водяного типа // Сб. трудов АЭП. Вып. 2. 2001. С. 3- 17.

2. Validation Matrix for the Assessment of Thermal-Hydraulic Codes for WER LOCA and Transients// A Report by the OECD Support Group on the VVER Thermal-Hydraulic Code Validation Matrix, July 2000.

3. Драгунов Ю.Г., Денисов В.П. Реакторные установки ВВЭР для атомной энергетики. М.: ИздАТ, 2002.

4. Westinghouse Worldview, № 1, January 2001, pp. 8 11.

5. Coryell E. W., Harvego E.A., Siefken L.J. The development and application of SCDAP-3D0 // Proceedings of ICONE 10: 10th Intern. Conf. on Nuclear Engineering, April 14-18, 2002, Arlington, VA, ICONE-22638.

6. Tower S.N., Schulz T.L., Vijuk R.P. Passive and simplified system features for the advanced Westinghouse 600 MWe PWR // Nuclear Engineering and Design, 109, 1988, pp. 147- 154.

7. Munther R., Kalli Helkki, Kouhia J. Condensation during gravity driven ECC: experiments with PACTEL // Proceedings of Seventh International Topic Meeting in Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-7).

8. Cummins W.E., Wright R.F., Schulz T.L. API000 status overview // Proceedings of ICONE 9: 9th Intern. Conf. on Nuclear Engineering, April 8 12, 2001, Nice, France, ICONE-9516.

9. Paulson C.K. Westinghouse АР1000 advanced plant simplification results, measures, and benefits // Proceedings of ICONE 10: 10* Intern. Conf. on Nuclear Engineering, April 14-18, 2002, Arlington, VA, ICONE-22784.

10. King K.J., Saiu G, Kallio H. European passive plant (EP1000) design status // Proceedings of ICONE 9: 9th Intern. Conf. on Nuclear Engineering, April 8 12, 2001, Nice, France, ICONE- 9564.

11. Wright R.F., Wiseman D.A, Tabata H. et aL A 1200 MWe simplified pressurized water reactor // Proceedings of ICONE 5: 5th Intern. Conf. on Nuclear Engineering, May 26 30, 1997, Nice, France, ICONE-2037.

12. Pottorf J., Bajorek S.M. Large break LOCA safety injection sensitivity for a СЕ/ABB system 80+ PWR // Proceedings of ICONE 10: 10* Intern. Conf. on Nuclear Engineering, April 14-18, 2002, Arlington, VA, ICONE-22519.

13. Sung Jae Cho, Byong Sup Kim, Myung Gi Kang et aL The development of passive design features for the Korean next generation reactor // Nuclear Engineering and Design, 201, 2000, pp. 259-271.

14. Chu I.C., Chung H.J., Park W .M. et al Performance evaluation of passive safety injection flow controllers for the APR 1400 reactor // Proceedings of

15. Tujikura Yonezo, Oshibe Toshlhiro, Kijima Kazuo et al. Development of passive safety systems for next generation PWR in Japan // Nuclear Engineering and Design, 201, 2000, pp. 61-70.

16. Афров A.M., Безлепкин B.B., Кухтевич И.В. и др. Методические особенности обоснования пассивных систем безопасности АЭС с ВВЭР-640 //Теплоэнергетика. 1996. № 11.-С. 16-21.

17. Беркович B.M., Малышев А.Б., Таранов Г.С., Мальцев М.Б. Влияние пассивных систем АЭС нового поколения на обеспечение локализующих функций контайнмента // Сб. трудов АЭП. Вып. 3.2002. С. 3 - 14.

18. Крушельницкий B.H., Беркович B.M., Швыряев Ю.В. и др. Оптимизация проектных решений по безопасности и экономике дляэнергоблоков АЭС с реактором ВВЭР нового поколения II Сб. трудов АЭП. Вып. 2. 2001.-С. 18-28.

19. Auban, D. Paladino, P. Candreia, M. Huggenberger, H. J. Strassberger. Overview of some New PANDA Tests Results: Effects of Light Gases on Passive Safety Systems, Proceedings of ICAPP '03, Cordoba, Spain, May 4-7, 2003, Paper 3004.

20. Chin-Jang Chang Chien-Hsiung Lee Wen-Tang Hong, Lance L. C. Wang. Investigation of the Performance of IIST Passive Core Cooling System for Steam Generator Tube Rupture, Proceedings of ICAPP '03, Cordoba, Spain, May 4-7, 2003, Paper 3205.

21. K.B. Weltera and S.M. Bajorek, B. Woods, J. Groome, J.N. Reyes, Jr. CONFIRMATORY TESTING INVESTIGATING ADVANCED PASSIVE PLANT THERMAL-HYDRAULICS, 13th International Conference on Nuclear Engineering, Beijing, China, May 16-20, 2005, Paper 50035.

22. Экспериментальное обоснование расходной характеристики гидроемкостей второй ступени ГЕ-2: Отчет о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ. - Инв. № 21.044/03. - Обнинск, 2002. - 120 с.

23. Система ГЕ-2. Проведение экспериментов на представительной модели: Отчет о НИОКР / ФГУП «Атомэнергопроект». Инв. № 116. -Москва, 2004. - 82 с.

24. Расчетный анализ запроектной аварии с разрывами главного циркуляционного трубопровода на входе и выходе реактора: Отчет о НИР / ОКБ "Гидропресс". Инв. № 392-Пр-095. - Подольск, 2002.

25. A.N.Nahavandi, F.S.Castellana, E.N.Moradkhanian. Scaling Laws for Modeling Nuclear Reactor Systems. Nuclear science and engineering, 1979, 72, 75-83.

26. M.Ishii, I.Kataoka, "Scaling criteria for LWR's under single-phase and two-phase natural circulation", ANL-83-32, NUREG/GR-3267, Argonne National Laboratory, Mar. 1983

27. R.L.Kiang. Scaling Criteria for Nuclear Reactor Thermal Hydraulics. Nuclear science and engineering, 1985, 89, p.207-216.

28. N. Zuber, J.A. Findlay, "Average Volumetric Concentration in Two-Phase Flow Systems", J. Heat Trans., Vol. 87, p. 453, 1965.

29. Д.А. Лабунцов, T.M. Муратова. О моделировании аварий в системах ЯЭУ. Теплоэнергетика, 1992, 10, с. 16-21.

30. Л.С. Эйгенсон. Моделирование. М., «Советская наука», 1952, 372 с.

31. A. Annuziato, L. Mazzocchi, G. Palazzi, R. Ravetta, "SPES: The Italian Integral Test Facility for PWR Safety Research". Energia Nucleare, № 1, 1984, p. 66-87.

32. ПСБ-ВВЭР: общее описание: Отчет о НИР (промежуточ.) / ЭНИЦ ВНИИАЭС; Руководитель Б.И. Нигматулин; 2.430. Электрогорск, 1995. -75 с. - Отв. исполн. Л.К. Тихоненко.

33. Геометрические характеристики элементов стенда ПСБ-ВВЭР: Отчет о НИР (промежуточный) / ЭНИЦ ВНИИАЭС; Руководитель И.В. Елкин. -2002282. Электрогорск, 2002. - 200 с. - Отв. исполнитель И.А. Липатов.

34. Гидравлические характеристики элементов первого контура стенда ПСБ-ВВЭР: Отчет о НИР (промежуточный) / ЭНИЦ ВНИИАЭС; Руководитель И.В. Елкин. 2002282. - Электрогорск, 2002. - 142 с. - Отв.исполнитель И.А. Липатов.

35. Экспериментальное определение тепловых потерь стенда ПСБ-ВВЭР: Отчет о НИР (промежуточный) / ЭНИЦ ВНИИАЭС; Руководитель И.В. Елкин. 2002156; № ГР 01.20 0.2 01485; инв. № 02.20 0.2 05346. -Электрогорск, 2002.

36. ПСБ ВВЭР. Система автоматизации. Автоматизированная система научных исследований: КИФЮ.425400.345 (ВВЭР) / ЭНИЦ ВНИИАЭС. -Электрогорск, 2000.

37. ПСБ ВВЭР. Система автоматизации. Автоматизированная система управления технологическим процессом: КИФЮ.425200.379 (ВВЭР) / ЭНИЦ ВНИИАЭС. Электрогорск, 2000.

38. Система измерений стенда ПСБ-ВВЭР: Отчет о НИР (промежуточный) / ЭНИЦ ВНИИАЭС Руководитель И.В. Елкин. 2002202. № ГР 01.20 0.1 16901; инв. № 02.20 2.0 04224. - Электрогорск, 2001.

39. Расчетный анализ аварийных процессов в реакторной установке и защитной оболочке АЭС с пассивными системами безопасности / Отчет РНЦ КИ, инв. №32/1-3-100, Москва, 2000.