автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Экспериментальное обоснование пассивной системы безопасности ГЕ-2 реактора ВВЭР-1000

Перечень принятых сокращений

Введение

Глава 1. Аналитический обзор современного состояния пассивных систем безопаности ВВЭР и пути их совершенствования

1.1. Системы аварийного отвода тепла действующих энергоблоков

1.2. Системы безопасности проектируемых энергоблоков

Глава 2. Концепция безопасности проекта ВВЭР В

2.1. Пассивные системы безопасности В

2.1.1. Система гидроемкостей первой ступени

2.1.2. Система гидроемкостей второй ступени

2.2. Показатели безопасности

Глава 3. Моделирование процессов в системе пассивного залива активной зоны второй ступени на стенде ГЕ

3.1. Численное моделирование процессов в РУ

3.2. Анализ граничных условий на патрубках ГЕ-

Глава 4. Методы и средства экспериментальных исследований

4.1. Цели и задачи исследования

4.2. Крупномасштабное моделирование

4.2.1. Технологическая схема стенда

4.2.2. Схема измерения основных параметров '

4.2.3. Система автоматизированного сбора научной информации

4.3. Методика исследований проектных функций системы ГЕ

4.3.1. Методика проведения "холодных экспериментов"

4.3.2. Методика проведения "горячих экспериментов"

Глава 5. Результаты экспериментальных исследований

5.1. Эксперименты на стенде по проектной технологической схеме

5.2. Оценочные расчеты параметров пара по результатам первой серии экспериментов

5.2.1. Расход пара от ТЭЦ

5.2.2. Скорость пара на входе в нижний бак

5.2.3. Конденсация пара на струе воды в баке Б

5.2.4. Конденсация пара в верхних баках при закрытой паровой линии

5.2.5. Конденсация пара в верхних баках при большом расходе пара в паропроводе

5.3. Эксперименты на стенде по мере модернизации его технологической схемы

5.3.1. Первый этап модернизации

5.3.2. Второй этап модернизации

5.3.3. Третий этап модернизации

5.3.4.-Четвертый этап модернизации

5.3.5. Пятый этап модернизации

Потребность в создании высокоэффективных, экологически чистых источников энергии привела к появлению в промышленно развитых странах новой отрасли - атомной энергетики. Однако, потенциальная опасность использования атомной энергии в крупномасштабном энергетическом производстве, проявившаяся в авариях на АЭС "Три Майл Айленд", США (1979) и Чернобыльской АЭС (1986), существенно подорвало доверие населения к атомной энергетике.

В результате интенсивное развитие атомной энергетики в большинстве развитых стран, начавшееся с пуска в г. Обнинске Первой в мире АЭС [1], заметно замедлилось, а ряде стран приостановилось.

В то же время, в обозримом будущем реальной альтернативы атомной энергетики в общем развитии мировой энергетики нет. Это связано как с ограниченностью доступных и экономически приемлемых природных запасов органических видов топлива, так и необратимыми катастрофическими последствиями для окружающей среды и человечества выбросами в атмосферу продуктов сгорания [2, 3].

В этих условиях особое значение приобретает глобальный пересмотр концепции безопасности АЭС на всех стадиях их жизненного цикла - нормальной эксплуатации, плановых и аварийных остановов, вывода из эксплуатации. Должны быть пересмотрены подходы к определению места и роли атомной энергетики в мировой экономике, пути и темпы ее развития. Необходимо выработать новые условия и требования к техническому состоянию АЭС, к надежности и эффективности методов и средств обеспечения их безопасности.

При этом сроке, отпущенные на реализацию и новый этап интенсивного развития атомной энергетики, крайне ограничены.

Комплексное решение проблемы обеспечения безопасности и надежности АЭС базируется на поэтапном решении следующих задач:

- выбор площадки строительства АЭС со всем комплексом изыскательских работ и технико-экономического анализа;

- выбор типа реакторной установки и ее основных параметров [4];

- проектно-конструкторские разработки реактора, реакторной установки и АЭС в целом;

- строительство зданий, сооружений, инженерных систем и коммуникаций;

- разработка и изготовление основного и вспомогательного реакторного, технологического и электротехнического оборудования [5];

- проверка и обеспечение устойчивости зданий, сооружений и ответственных за безопасность систем и оборудования к внешним экстремальным воздействиям природного и техногенного характера - сейсмическим воздействиям, падениям самолетов, ураганам, случайным и преднамереренным взрывам и т.п. Этой проблеме, в частности обеспечению сейсмической безопасности уделяется большое внимание во всех странах, развивающих атомную энергетику, а также в МАГАТЭ [6, 7].

В то же время гарантия ядерной и радиационной безопасности АЭС в значительной степени обеспечивается совершенством, надежностью и достаточностью специальных защитных систем.

Достижение безопасной работы АЭС необходимо для действующих сейчас в мире значительного числа АЭС, но особенно, для вновь создаваемых АЭС.

Принципиальное различие в обеспечении безопасности действующих и вновь проектируемых АЭС заключается в том, что в существующих АЭС безопасность достигается при помощи энергозависимых (активных) систем и зависит от квалификации обслуживающего персонала. Новые АЭС используют для обеспечения безопасности физические процессы, протекающие в оборудовании без энергоподвода (пассивно) и не зависят от ошибок персонала.

Рассматривая, как решались проблемы безопасности в процессе развития атомной энергетики можно отметить следующие:

- Толкование термина безопасность и содержание технологических целей для ее достижения решалось и углублялось в ходе самого процесса развития атомной энергетики. Этот процесс имеет место и сейчас. Можно ожидать смещения целей безопасности АЭС 21 века в сторону реализации технологий внутренней самозащищенности энергетических реакторов, хотя сейчас таких требований регулирующие органы и нормативно-технические документы не предъявляют. Хорошо заметна динамика целей в ретроспективе: принципы и цели глубокоэшелонированной защиты возникли именно тогда, когда созрели соответствующие концепции и технологии. Тоже можно ожидать с пассивными технологиями и др.

- Каждому этапу развития атомной энергетики соответствует та отметка на шкале безопасности, которую может обеспечить уровень развития науки и техники, т.е. в пределах каждого этапа развития реализуется предельно возможный и экономически целесообразный уровень безопасности.

- Действующие в настоящее время блоки АЭС будут продолжать работу, если экономически целесообразны меры, позволяющие скомпенсировать отклонения то требований новых нормативных документов, которые в свою очередь будут соответствовать достигнутому уровню науки и техники.

Атомные станции 21 века - это источник энергии, обладающий, по крайней мере, следующими свойствами:

- Экономичность производства электроэнергии и/или тепла по сравнению с альтернативными источниками.

- Безопасность производства, выражающаяся в отсутствии превышения индексов отрицательных воздействий на окружающую среду и/или ограничения жизнедеятельности населения на территории за оградой промплощадки АЭС при любых возможных ситуациях.

- Низкая чувствительность к человеческому фактору.

- Высокая надежность производства энергии, в том числе в условиях особых природных явлений, техногенных и социальных событий.

- Способность экономичной работы в пиковой и полупиковой частях графика нагрузок, поддержание в требуемых пределах частоты и мощности в энергосистемах.

Развитие атомной энергетики осуществляется на основе использования опыта эксплуатации блоков-предшественников. На основе этого опыта в России сформирована хорошая нормативная, научно-экспериментальная и промышленная базы. Сформированы коллективы, обладающие опытными высококвалифицированными кадрами.

Российская атомная энергетика способна решать вопросы, которые ставит перед ней 21 век.

Актуальность темы.

Принципиальное различие в обеспечении безопасности действующих и вновь проектируемых АЭС заключается в том, что в существующих АЭС безопасность достигается при помощи энергозависимых (активных) систем и зависит от квалификации обслуживающего персонала.

В новых АЭС используют для обеспечения безопасности физические процессы, протекающие в оборудовании без энергоподвода (пассивных) и они не зависят от действий персонала.

В целях достижения приемлемого уровня самозащищенности в проект реакторной установки внесены усовершенствования, рдним из которых является использование новой пассивной системы гидроемкостей второй ступени (ГЕ-2). Система пассивного отвода тепла (СПОТ) вместе с системой ГЕ-2 служат для преодоления запроектных аварий с полной потерей всех источников переменного тока при течах первого контура.

Теплогидравлические и массообменные процессы, происходящие в системе пассивного залива на начальной стадии ее работы достаточно сложны для физического и математического моделирования, а, следовательно, и для выбора критериев подобия. Именно поэтому на стенде реализовывались условия для полномасштабного эксперимента, при котором не возникает проблем с переносом результатов измерений на натуру.

Проектная разработка системы ГЕ-2 поставила много вопросов для экспериментального обоснования проектных функций системы пассивного залива на уровне полномасштабного моделирования. Главная задача исследований состояла в обеспечении работоспособности пассивной системы ГЕ-2 и осуществлении профилирования во времени расхода теплоносителя, подаваемого в активную зону, в соответствии со снижением мощности остаточных тепловыделений в течение 24 часов. Геометрическое расположение гидроемкостей такое, что вода под действием гидростатического напора должна стекать в реактор.

Цель работы.

1. Обосновать расходную характеристику проекта пассивной системы ГЕ-2 на полномасштабном теплогидравлическом стенде в «холодных» и «горячих» экспериментах.

2. Сформулировать и обеспечить принципы моделирования процессов в реальной системе ГЕ-2 на полномасштабном стенде.

3. Получить новые экспериментальные результаты, отражающие ход процесса пассивного опорожнения гидроемкостей в условиях термически неравновесных процессов.

4. Исследовать принципы нестабильности расходной характеристики в проектной схеме пассивной системы ГЕ-2.

5. Оптимизировать конструкцию гидроемкости для обеспечения быстрой стабилизации давления.

Научная новизна:

1. Впервые проведен комплекс экспериментальных исследований общего расхода во времени при существенно неравновесных процессах конденсации пара в напорных баках и трубопроводах, колебаний расхода в системе параллельных контуров.

2. Изучены температурные поля, распределения паросодержаний, расходов во времени в напорных баках и трубопроводах.

3. Предложены конструктивные решения, позволившие обеспечить выход на проектные характеристики расхода за время 50-80 секунд после открытия клапана на паровом трубопроводе.

4. Экспериментально исследованы непроектные режимы работы пассивной системы расхолаживания.

Практическая ценность:

Проблема пассивного расхолаживания активной зоны реактора ВВЭР при аварии с потерей теплоносителя является весьма актуальной как по существу, так и по причинам обоснованного проектирования АЭС.

Проектные решения по пассивной системе расхолаживания обоснованы на сооруженном для этих целей крупномасштабном полнонивелирном теплогидравлическом стенде ГЕ-2.

Все результаты работы непосредственно использовались при проектировании пассивной системы ГЕ-2.

Автор защищает:

1. Новые результаты экспериментального обоснования гидравлической схемы пассивной системы расхолаживания активной зоны, полученные на полнонивелирном стенде ГЕ-2.

2. Обоснование проектной функции системы ГЕ-2 со ступенчатой расходной характеристикой.

3. Мероприятия по модернизации гидравлической схемы, а именно:

- исключение параллельных контуров;

- размещение сбросных труб внутри гидроемкости на разных высотах;

- расположение дырчатого парового коллектора внутри гидроемкости в верхней ее части;

- увеличение расхода пара в напорный бак;

- исследованную теплогидравлическую обстановку в напорных баках и трубопроводах датчиками температуры, расхода и датчиками паросодержаний. Апробация работы:

Основные положения докладывались на международных и всероссийских конференциях, семинарах и симпозиумах: в г. Санкт-Петербурге - 2000г., в г. Обнинске - 1999, 2000, 2002 г.г., г. Подольске - 2001 г., s. Arlington - 2002 г.

По результатам работы опубликованы 9 докладов и статей, выпущено 15 научно-технических отчетов.

Структура и объем диссертации.

Диссертация состоит из введения, аналитического обзора современного состояния пассивных систем безопасности АЭС, четырех глав, заключения, списка литературы из наименований. Объем работы 115 стр. текста, включающих 68 рисунков, 10 таблиц.

выводы.

Комплексными исследованиями системы аварийного залива активной зоны реактора ВВЭР-1000 ГЕ-2 обоснована работоспособность и надежность пассивной системы безопасности при существенной термической неравновесности процессов взаимодействия насыщенного пара и холодной воды в гидроемкостях и благодаря настоящей работе доказано, что реальная пассивная система будет выполнять свою проектную функцию.

1. Для обоснования проектных функций пассивной системы ГЕ-2 в ГНЦ РФ-ФЭИ был сооружен крупномасштабный теплогидравлический стенд, моделирующий одну группу гидроемкостей второй ступени реакторной установки, полностью соответствующий документации АЭП по индийской атомной станции Куданкулам.

2. Разработана методика исследования расходной характеристики пассивной системы на полнонивелирном стенде ГЕ-2.

3. Проведен расчетный анализ аварийных процессов в реакторной установке ВВЭР-1000 при запроектной аварии с разрывом главного циркуляционного контура для моделирования граничных условий на входе-выходе трубопроводов, соединяющих напорные емкости стенда со сливными, и доказано, что крупномасштабный полнонивелирный теплогидравлический стенд полностью соответствует натурной схеме ГЕ-2 и экспериментальные результаты, проводимые на этом стенде могут быть перенесены на натуру.

4. Проведены эксперименты по установлению расходной характеристики стенда в "холодных" и "горячих" условиях и обнаружен неустойчивый характер общего расхода во времени.

5. Эксперименты показали большое влияние неравновесных процессов в ГЕ-2 на расходную характеристику системы. Для ликвидации отрицательного влияния неравновесных процессов на стенде проведена оптимизация теплогидравлической схемы системы, позволившая обеспечить надежную компенсацию отрицательного влияния неравновесных конденсационных процессов на расходную характеристику ГЕ-2. Это достигается при выполнении следующих условий:

- установка в верхней части гидроемкостей дырчатого листа;

- размещение внутри гидроемкости парового коллектора;

- отказ от внешнего профилирующего расход коллектора с отверстиями и размещение коллектора внутри гидроемкости.

6. Экспериментальными исследованиями на модернизированном стенде была достигнута проектная работоспособность системы пассивного залива ГЕ-2 и обеспечен выход на стабильную расходную характеристику за время 50-80 секунд после открытия шарового клапана на паровой линии. Повторяемость в экспериментах расходной характеристики системы находится в пределах погрешности средств измерения расхода. 7. В процессе обоснования проектной функции системы ГЕ-2 была исследована тепло-гидравлическая обстановка в напорных баках и трубопроводах датчиками температуры и расхода, а также датчиками паросодержания, что позволило понять закономерности процессов.

1. Петросьянц A.M. Атомная энергетика // Наука, М. с.318, 1976 г.

2. Субботин В.И. Размышления об атомной энергетике // Изд. РАН, С-Петербург, с. 180, 1995 г.

3. Субботин В.И. Двадцатый век век ядерной энергетики // Научный обзорный журнал ОИЯИ «Физика элементарных частиц ядерного ядра», т.29, вып.2, г. Дубна, с.333-388, 1998 г.

4. Петросьянц A.M. Современные проблемы атомной науки и техники // М., Атомиздат, с.432, 1976 г.

5. Котов Ю.В., Кротов В.В., Филиппов Г.А. Оборудование атомных электростанций // М., Машиностроение, с.376, 1982 г.

6. Казновский С.П., Филиппов Г.А. Проблема обеспечения сейсмостойкости энергетического оборудования и пути ее решения // Энергомашиностроение, №8, с.22-24, 1983 г.

7. Kaznovsky S. Seismic Resistance of Equipment at operating RBMK Type NPPs // Working Material of Int.Atomic Energy Agency on problem Safety of Npps in Relation to External Events, V.2, RC-679.3, Vienna, Austria, 2000.

8. Самойлов О.В., Усынин Г.В., Бахметьев A.M. Безопасность ядерных энергетических установок // М., Энергоатомиздат, 1989 г.

9. Taranov G. S., Berkovich V. М. THE CONCEPT AND MAIN SOLUTIONS FOR THE SAFETY OF A NEW RUSSIAN PROJECT OF A NUCLEAR POWER STATION WITH A VVER-1000 REACTOR // Proceedings of ICONE 8, April 2-6, 2000, Baltimore, MD USA, ICONE-8019.

10. Драгунов Ю.Г., Денисов В.П. Реакторные установки ВВЭР для атомной энергетики // М., ИздаТ, с.480, 2002 г.

11. 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.

12. Cummins W.E., Wright R.F., Schulz T.L. AP1000 status overview // Proceedings of ICONE 9: ICONE 9516, April 8-12, 2001, Nice, France.

13. Schulz T.L., Kemper R.M., Gagnon A.F. API000 passive safety system design and analysis // Proceedings of ICONE 9: ICONE -9581, April 8-12, 2001, Nice, France.

14. Schulz T.L., Saiu G., Frogheri M. EP1000 shutdown safety evaluation // Proceedings of ICONE 9: ICONE 9580, April 8-12, 2001, Nice, France.

15. Takahashi H., Ogawa J., Tohyama M. at el. Development of advanced boron injection tank for hybrid safety system for next generation PWR // Proceedings of ICONE 5: May 26-30, 1997, Nice, France.

16. Ichimura Т., Ueda S., Saito S., Ogino T. Design verification of the advanced accumulator for the APWR in Japan // Proceedings of ICONE 8:, Baltimore, MD, USA.

17. Yadigarogly G. Passive Core and Containment cooling systems: Characteristics and State of the Art //Proceedings of Ninth International Topic Meeting in Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-9), San Francisco, California, October 3-8, 1999.

18. Safety series INSAG-5. The safety of Nuclear Power // Int.Atomic Energy Agency, Vienna, Austria, p.83, 1992; Серия изданий по безопасности № 75- INSAG-5, информационный бюллетень, вып.1, Госатомнадзор РФ, М., с. 108, 1993 г.

19. Малышев А.Б. Анализ совершенствования решений по обеспечению безопасности АЭС с реакторами водо-водяного типа // Сборник трудов института «Атомэнергопро-ект», М., вып.2, с.3-17, 2002 г.

20. ОПБ-88/97 Общие положения обеспечения безопасности атомных станций // ПНАЭ Г-01-011-97, М., Госатомнадзор РФ, 1997.

21. Регламент проектной работы и разработка технологической и аксонометрической схемы размещения гидроемкостей второй ступени ГЕ-2 в защитной оболочке// Отчет АЭП, арх. № 759, 21.12.2000 г., М., 2000 г.

22. Беркович В.М., Малышев А.Б. и др. Влияние пассивных систем АЭС нового поколения на обеспечение локализующих функций контаймента // Сборник трудов института «Атомэнергопроект», М., вып.З, с.3-14, 2002 г.

23. Ефанов А.Д., Беркович В.М., Малышев А.Б. Код «МАСТЕР-Z». Моделирование Аварийного Слива Теплоносителя в Реактор // Сб. тезисов докладов на отраслевой конференции «Теплофизика-2001», с. 168-169, г. Обнинск, 2001 г.

24. Программа для ЭВМ. Расчет параметров I контура при разрывах трубопроводов. "ТЕЧЬ-М-97". Методика расчета. 8624607.00466-019001. Регистрационный номер ОФАП-ЯР 3183.

25. Калякин С.Г., Ремизов О.В., Малышев А.Б. и др. Экспериментальное обоснование системы пассивного залива ГЕ-2 на крупномасштабном теплогидравлическом стенде // Препринт ФЭИ-2966, г. Обнинск, 2002 г.

26. Экспериментальные исследования теплогидравлических процессов при расположении обратного клапана внизу паровой линии объем сосудов полностью залит водой : Отчет ГУП «Теплофизический центр ФЭИ», инв.№ 21.039, г. Обнинск, 2001 г.

27. Экспериментальные исследования теплогидравлических процессов при расположении обратного клапана внизу паровой линии объем сосудов частично и полностью залит водой: Отчет ГУП «Теплофизический центр ФЭИ», инв.№ 21.042/02, г.Обнинск, 2001г.

28. Малышев А.Б., Ефанов А.Д. и др. Экспериментальные исследования по обоснованию системы пассивного залива второй ступени реактора ВВЭР-1000 // Теплоэнергетика, №12, с. 62-64,2002 г.

29. Экспериментальное обоснование расходной характеристики гидроемкостей второй ступени ГЕ-2: Отчет ГУП «Теплофизический центр ФЭИ», инв.№ 21.044/03, г. Обнинск, 2001 г.

30. Идельчик И.Е. Справочник по гидравлическим сопротивлениям // М., Машиностроение, 1975 г.

31. Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции // М., Атомиздат, 1994 г.