автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Исследование двухфазных потоков в активной зоне водо-водяных реакторов в аварийных и переходных процессах

МОСКОВСКИЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ (ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ)

На правах рукописи

ПАВЛИН ПЕТКОВ ГРУДЕВ

ИССЛЕДОВАНИЕ ДВУХФАЗНЫХ ПОТОКОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ ВОДО-ВОДЯНЫХ РЕАКТОРОВ В АВАРИЙНЫХ И ПЕРЕХОДНЫХ ПРОЦЕССАХ

Специальность 05-14.03 Ядерные энергетические установки

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Работа выполнена на кафедре Атомных электростанций Московского энергетического института (Технический университет) и в Институте ядерных исследований и ядерной энергетики - София.

Научный руководитель: доктор технических наук

профессор Горбуров В.И.

Официальные оппоненты:

д.т.н., профессор Федоров Леонид Фокеевич

к.т.н., доцент Яньков Георгий Глебович

Ведущее предприятие: Электрогорский научно-испытательный

центр (ЗНИЦ)

Эаодта диссертации состоится 10 марта 1995 г. в аудитории кафедры АЭС в 14 час. 00 мин. на заседании специализированного Совета К 053.16.15 Носковского энергетического института (Технический университет).

Отзывы в двух экземплярах, заверенные печатьв, просим направить по адресу: 105835 ГСП, Москва Е-250. ул. Красноказарменная, д. 14, Ученый Совет МЭИ.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке МЭИ.

Автореферат разослан 199^>г.

Ученый секретарь специализированного Совета

К 053.16.15

д.т.н., профессор /I V ^ Горбуров В.И.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ Актуальность темы. Повышенные требования по надеаной и безопасной эксплуатации АЗС выдвигавт задачу детального изучения вопросов теплообмена и гидродинамики в контурах водоохлаядаемых ядерных реакторов. Возникновение аварийной ситуации и достоверное предсказание изменения основных термогидравлических параметров в элементах оборудования АЗС в значительной мере определяется знанием закономерностей нестационарных теплогндравлических процессов.

Определение теркогидравлических характеристик в аварийных рехинах в АЗС возмозно только с помощью математических моделей нестационарных двухфазных потоков. Неотъемлемой частью таких математических моделей является система замыка^дих соотношений, описывающих закономерности протекащих тепловых, гидродинамических и нассообменных процессов.

При построении математической модели физической системы, в которой реализуется большое число нестационарных теплогндравлических процессов необходимо, с одной стороны, чтобы ока была достаточно общей для охвата необходимых классов резинов. а с другой стороны, необходимо обеспечить высокую степень достоверности расчетного анализа.

Несмотря на большое количество выполненных исследований, задача определения физических процессов в двухфазных потоках остается в настоящее время в значительной мере нерешенной. В этом плане единственно реальным является использование приблиаенного описания соотношения для описания закономерностей тепловых и гидравлических процессов прошедших проверку. Таким образом, только большой объем сопоставлений расчетных результатов с опытными данными, воспроизводящими физические процессы для конкретных условий в циркуляционном контуре ядерного реактора имеет значение для развития математических моделей нестационарной термогидравлики двухфазных потоков.

Основным эталон анализа нестационарных

термогидравлических процессов в элементах оборудования АЗС является построение системы дифференциальных уравнений модели на основе применения фундаментальных законов

сохранения массы, импульса и энергии в рамках принятых при идеализации исходной системы физических допущений. Получаемые, таким образом, системы дифференциальных уравнений довольно сложны и требуют некоторых упрощений. При этом необходимо обратить большое внимание на системы замыкающих соотношений, которые описывают закономерности протекающих тепловых, гидродинамических и массообменных процессов, позволяющих восстановить часть информации, утраченную при упрощении основной системы дифференциальных уравнений и получить замкнутое описание рассматриваемой физической системы.

Таким образом, обеспечение безопасной эксплуатации ядерных паропроизводящих установок, являющееся одной из важнейших проблем современной энергетики, неразрывно связана с вопросами теплообмена и гидродинамики.

Цель работы. Целью настоящей работы является исследование двухфазнных потоков в активной зоне водо-водяных реакторов для аварийных и переходных процессов. Достижение этой цели связано с исследованием построения математических моделей однофазных и двухфазных потоков, замыкающих соотношений и их приложений в современных компьютерных программах для анализа реальных аварийных процессов.

Нетод исследования. В работе использованы следующие методы исследования и расчета однофазных и двухфазных потоков в активной зоне водо-водяных реакторов:

- метод субканального анализа для детального анализа термогидравлических процессов,протекающих в активной зоне:

- конечно - разностной метод апроксимации уравнения, который осуществляется по полуявной схеме.

Реальные задачи гидродинамики и теплообмена. для решения которых необходимо привлечение современных моделей турбулентности, могут быть решены только численными методами с использованием ЭВМ.

Научная новизна работы заключается в следующем:

Для анализа тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора типа ВВЭР разработана программа cobpi, которая является модифицированной версией американской программы cobra зс и ее болгарским аналогом cobsim . физическая

модель, заложенная в эти программы, учитывает возможность раздельного закипания воды в различных ячейках и наличие зоны поверхностного кипения неравновесной пароводяной смеси.

Проведен анализ безопасности для второго и шестого блоков АЭС Коэлодуй с использованием программы совр1.

Преимущества программы соврг заключается в: использовании усовершенствованных моделей определения поперечного потока для субкаиального анализа: вюшчена дополнительная корреляция для фазового скольяения: использование усовершенствованной модели недогретого кипения; в программе встроены дополнительные корреляции к использованным ранее в программе сов51М, для оценки критического теплового потока.

Практическая ценность работы:

Возможность более точного определения локальных условий возникновения критического теплового потока. На основе полученных локальных параметров пароводяного потока в программе вычисляется локальные запасы до кризиса теплоотдачи для наиболее теплонапрявенного твзла в каждой ячейке.

В общем можно сказать. что используя метод субканального анализа можно получить распределение температур, энтальпий, массовых скоростей, паросодержаний теплоносителя, температурных полей в ТВЭЛах и запасов до кризиса теплообмена для самой теплонапряаенной части пучка тепловыделявщих элементов в активной зоне реактора для широкого диапазона изменения параметров с приемлемой точностью.

Полученные результаты представленной работы могут быть использованы в проектных и научно - исследовательских •организациях Болгарии (Знергопроект, Институт ядерных исследований и ядерной энергетики и др.) для обосновки безопасности для различных переходных и аварийных режимов в АЗС Козлодуй.

Апробация работы. Основные результаты работы докладывались на:

- Международном семинаре "Проблемы гидродинамики и тепломассообмена в атомной энергетике", май 1989, Минск. СССР-

ш Международной научно-технической конференции "Проблемы на централизираното и индивидуалното топлоснабдяване в НРБ", 1-3.10.1989 г., Варна, НРБ.

- Второй национальной научно-технической конференций с международным участием на тему: "Проблеми на енергопреобразува1Дите технологии и опазването на природната среда", 28-30. 10. 1991 г., гр. Варна. НРБ.

- Научно-техническом семинаре "Математически модели в ядрената безопасност и радиационната защита", 7-8. 04.. 1993 г., София, РБ.

- и Научно - практическая конференции на тему "Метрологическо осигуряване на атомната енергетика". 30. 05.- 1. ОБ., 1993г. Варна, РБ.

Публикации: По теме диссертации опубликовано 5 печатных работ. Кроме того, результаты диссертационной работы нашли отражение в двух отчетах по научно исследовательской работе.

Структура и объем работы.

Диссертация состоит из введения, четырех глав, выводов, 40 рисунков, списка литературы (87 наименования) и списка основных обозначений и индексов. Объем диссертации, включая рисунки, таблицы, список литературы, список основных обозначений и индексов - 134 страниц машинописного текста.

ОСНОВНОЕ С0ДЕРВАНИЕ РАБОТЫ

Во ввдении обосновывается актуальность темы диссертации, определяется цели н задачи исследования, дано краткое изложение работы. Выявлены основные направления в развитии анализа нестационарных термогидравлических процессов однофазных и двухфазных потоков.

В первой главе представлен обзор современного состояния математических моделей использованных для анализа стационарных и нестационарных термогидравлических процессов протекающих в элементах оборудования АЭС. В работе представлены различные подходы в рассмотрении - движения и переноса массы и энергии в двухфазных потоках.

На основе проведенного анализа построения математических моделей использованных в Болгарии и с учетам повышенных требований по надежной и безопасной эксплуатации выбрано субканальная модель для детального изучения

теплогидравлических характеристик теплоносителя в активной зоне водо - водяного реактора.

Вторая глава посвящена анализу замыкающих соотношений описывающих закономерности протекающих тепловых, гидродинамических и массообменных процессов. Здесь последовательно рассматриваются вопросы связанные с физической интерпретацией общих соотношений для движения двухфазного потока, карты режимов двухфазных систем, гидравлические сопротивления.

Движение двухфазного потока имеет ряд особенностей. Эти особенности связаны прежде всего с гидромеханическим взаимодействием фаз между собой и с твердой стенкой и изменениями, вносимыми в гидродинамику потока фазовыми переходами.

Большое внимание при анализе замыкающих соотношений использованных для различных математических моделей однофазных и двухфазных потоков отделено на определение зависимостей истинного паросодержания н коэффиециента скольжения в обогреваемых каналах.

Для детального термогидравлического анализа включены и зависимости для определения истинного паросодержания предложение Миропольскин З.Л. для четырех областей расходного паросодержания:

- область I обхватывает область температур от появление паровой фазы до начала поверхностного кипения -Ь : х < х и г = 0 *

ПК' НИ ~ и I

- область и обхватывает зону поверхностного кипения от до сечения, где средняя температура жидкости достигает

температуры насыщения хнк < х < о и

Г = <1 - (1)

где = 0,43 ие«85. КВ-0 "сР,РкрУ°'ггя ; (2)

Х0 - -о. 49 Ке*7. Я<эа0'3 Ср/рк^0" . < 3)

а, д, р\ р-.г.рч ; (4)

Яе^ш НрМ, Ы. д. р', р", ^'Э; (5)

- область III обхватывает зону развитого кипения. Истинное паросодержание в этой зоне резко возрастает: о <х < < и

V = Го * Cx/V (1°P ~ Vo* > (Б)

где f> = <1 + 0, 333 S)"1; (7)

= a + 0,333 />'//>")'; (8)

- область iv обхватывает зону развитого кипения, где происходит смена к дисперсно - кольцевому и дисперсному режиму; х > хр и у - f р ,

где и определяются по формулам (7) и (В).

Для определения коэффициента скольжения по программе совп можно использовать следующие модели:

Шодель с постоянным коэффициентом скольжения между паровой и жидкой фазой;

2Жорреляция использованная в совым;

ЗЖорреляция рекомендованная Осмачкиным B.C.

В третьейгладе рассмотрены условия теплообмена в активной зоне и большое внимание уделено определению критического теплового потока.

При нестационарных ситуациях в энергетическом оборудовании могут протекать разнообразные процессы теплообмена при разных условиях. В зависимости от уровня мощности» теплоотдача от твэлов к воде может осуществляться различным образом. При этом можно выделить следующие группы процессов теплообмена: естественную и вынужденную конвекцию однофазного теплоносителя: пузырьковое кипение недогретой и насыщенной жидкости; переходное кипение: закризисный теплообмен.

Здесь рассматриваются различные корреляции для определения коэффициента теплообмена для выше указаных условий теплообмена. На основе проведенного анализа, для расчета коэффициента теплоотдачи в условиях принудительной конвекции с учетом относительного шага расположения твэлов для треугольной решетки выбрана следующая формула рекомендованная Кирилловым П.Л. в "Справочнике по теплогидравлическим расчетам":

Nu = A;Re0'® Pr°A, (9)

где А - о, 016S + о, 02С1 - о, ui sx'j. x0,i5. (10)

Диапазон применимости формулы: Re = 1000 + 5.10*: s/d =

- 1.2 - 1,8. В компьютерной программе cobsim используется корреляция Дитуса - Боелтера:

Ми = О, 023.Re°'e- Рг0'4. (11)

В этой главе рассмотрены различные корреляции для выше указанных режимов, часть из которых была использована в проведенных расчетах представленных в четвертой главе.

Необходимое внимание было уделено определении начала развитого поверхностного кипения при исследовании условий теплообмена.

Энтальпия в точке поверхностного кипения может быть найдена через балансное паросодержание :

hH к = h ♦ г хн.к , С12>

где хн к определяется по формуле (3). Таким образом, поверхностное кипение начинается по достижении определенной энтальпии потока (hH

Здесь также рассмотрено явление кризиса кипения и различные рекомендации для расчета критического теплового потока. Анализированы факторы влияющие на кризис теплообмена.

Информация о кризисе в реакторах необходима для оптимизации проектов при установлении предельных режимных условий в целях безопасности, чтобы обеспечить малую вероятность кризиса при нормальных и переходных режинах работы. В этой главе рассмотрено несколько корреляций для определения критического теплового потока с учетом особенностей геометрии и параметров эксплуатации водо -водяных реакторов типа ВВЭР. В оригинальной программе сопка можно использовать корреляцию Тонга ( известную как И- 3) и корреляцию в & ц-г. с этими корреляциями не предусматривалось вести расчеты для ВВЭР и их использование для этой цели не целесообразно. Для определения критического теплового потока в сборках стержней для водо - водяных реакторов ВВЭР можно использовать корреляцию известную как корреляция ОКБ Тидропрес'Чили Безруков - 1976), которая использована при проектировании реакторов ВВЭР.

q = О. 7954 Ci - х) ° СрЮ°- ««'

а - О,0185Р5 F , (13)

- 10 -

где ч -Вт/«»2 - плотность теплового потока; р = г.з + + 1Б,7 НПа; = 700 + 3500 кд/Ч«»2.*); х = -0,07 - +0,4: ь = =1)7 + 3,5 т - длина канала: <1 - 9 тт; а/Л = 1,34 + 1,365; ь - фактор Формы теплового потока.

Среднеквадратическая ошибка - й < 4.9* .

Большое приложение при анализе запаса до кризиса теплообмена получили корреляции Смолина В. Н. Интерес представляет предложенная методика определения критического теплового потока в случаях когда имеем режим пузырькового кипения и кольцевой режим с движением кипящей водяной пленки. Необходимость использования этой формулы была связана с возможностью расчета при полном обесточивании.

,0, £3

1KPÍ

» 0,024 rf>

..О. В

Р

V" V

f'-r 1 о, as

J

1/3

X С1 -XIт

8

(14)

где п = 1,з для х < 0 и п = 0,7 для X > 0; Кр. Кн = 1 и В - коэффициенты учиткваицие различные эффекты.

q -Вт/тг- плотность теплового потока ; р = 2,9-10е + - 1В,Б- 10е N^m2 -JM = 350 + 5000 Kg/(m2.s); х = -0,20 * +0.60;

Среднеквадратическая ошибка <jKp - é - 5.5*

Использование корреляций различных авторов при расчетах критического теплового потока позволяет обхватить возможно большее количество аварийных ситуаций, исходя из того, что диапазон применимости различается, так как они получены на различных стендах.

В четвертой главе представлены основные результаты проведенной работы. Для анализа тепловыделяющей сборки в активной зоне реактора типа ВВЭР разработана программа coBpi. которая является кодифицированной версией американской программы cobra зс и ее болгарский аналог coBsiM. для описания термогидравлических процессов однофазного и двухфазного потоков в активной зоне водо -водяных реакторов использована математическая модель из четырех уравнений описанные в первой главе и набор эмпирических корреляций. Основное внимание при моделировании

в программе сови было уделено использованию

усовершенствованных моделей определения поперечного потока. В программе включена нодель Киропольского 8.Л. для определения истинного объемного паросодеряания и начала развитого поверхностного кипения: увеличен выбор использования эмпирических корреляций ^ля фазового сколъяения. Физическая модель, залогенная в программе, учитывает возмояность раздельного закипания воды в различных ячейках и наличие зона поверхностного кипения неравновесной пароводяной смеси. На основе получаеных локальных параметров пароводяного потока в программе вычисляются локальные запасы до кризиса теплоотдачи для наиболее теплонапрякенного твзла в каждой ячейке.

Для определения эффективного поперечного расхода необходимо определить молекулярный и турбулентный вклад для однофазного и двухфазного потоков.

Если рассмотреть два субканала - * и J. то для рассматриваемой модели моано записать, что скорость Флуктуации потока для них равна: у'^-

Таким образом поперечный расход массы на единицу длины между субкаиалани 1 и J в результате флуктуации можно записать:

= и—Ы----(15)

Лх т

Если принять лг = х'^ за длину турбулентного

перемешивания, и рассмотреть вихровую диффузию £, можно

записать в обшем виде:

2и

' ^Л , С1Б)

6 у

тогда для турбулентного обмена массой можно записать:

«

*•? = - • с 17)

*и

Для двухфазного потока действительный переток за счет флуктуации отличен от 0 т.е. * и тогда если выразить плотности потоков 1-ого и .Ього субканалов используя истинное паросодерхание можно записать:

М] = - "]Г - \//> — ^ - п>. <185

Таким образом можно сказать, что действительный расход за счет Флуктуации будет определяться от действительного расхода массы воды пропорционально - Рр. когда обмен идет от субканала * к субканалу J (это будет если > />р и от действительного расхода массы пара. которая пропорциональна выражению - и осуществляется от субканала Л к субканалу

Если рассмотреть молекулярный вклад для однофазного теплоносителя при обмене энергией между субканалами, то можно записать:

!,..(- * 4г) • (19)

где к - коэффициент теплопроводимости.

Вклад турбулентной составляющей для обмена энергией между субканалами * и j можно записать:

»[' <\ - ьр. (20)

Уравнения (19) и (20) можно объединить и записать компактное уравнение теплообмена между субканалами а и .к

В уравнении (21) параметр *** учитывает одновременно турбулентный и молекулярный вклад для теплообмена между субканалами 1 к

Для определения параметра ** * можно использовать число перемешивания Стентона или коэффициент турбулентного

перемешивания между субканалами _уз. В общем виде и £ ножно записать:

«.¡= ——--(3 = и - . (22) и (23)

Если рассмотреть более подробно расход потока за счет турбулентного вклада, то на основе уравнений (18). (19), (16) и (17) можно записать:

ji

V

U IJ

- динамическая и кинематическая вязкость

где у/ и V потока.

В рассматриваемом уравнении (24) необходимо определить параметры и для определения параметра в

литературе рассматривают следующую зависимость: ±

Длину турбулентного перемешивания ножно определить по следующим соотношениям:

- К' Re

(25).

где К'и ь- коэффициенты.

'Ъ

'W^-Î

(2Б)

где о - диаметр тепловыделяющего елемелта; В литературе для коэффициентов г и ь

рекомендовано использовать следующие экспериментальные числа соответственно: к*/к = 0,0018. г = 1,4 и ь = о,9.

Для определения Re формулу:

D• :

можно использовать следующую

Reb= Re?

1 +

Обобщенная формула для определения расхода на основе изложенного выше можно следующем виде:

(27)

турбулентного записать в

U

2К

RAT

ЫЪГНРГ-

, (28)

где d»^ l>*j - эквивалентные диаметры субканалов i и J: п - коэффициент, который можно принять за п = 0,2.

Иожно записать следующее выражение для турбулентного переноса массы от i-oro к J-ому субканалу за счет флуктуации потока:

"ij

h. - ? h

' i - —L = Zij

4j Ç

iJ

-ty/1 - n)hf + A^V ■

- 14 -

Для определения действительного переноса энергии за счет турбулентного вклада воспользуемся уравнением (20). которое можно записать в следующем виде:

-S— f(/>fhf - Fi> . (30)

Zij

Так записанное уравнение показывает, что действительный переток энергии от субкала * к субканалу J будет тогда, когда Pj > так как J>fh{ > />дЬд . несмотря на то, что это выглядит как парадокс. Это можно объяснить если записать действительный обмен энергией на единицу длины за счет Флуктуации потока при помощи перетока эффективной энтальпии и массы:

c4"«'Ur . (3D

Используя уравнения (18), (30) и (31) для h^^ получим следующее выражение:

-/»л ~A,hf+ chf -vft

~J°9 ft 'Л

(32)

Я

В уравнении (32) г и ножно сказать, что ^

Следовательно можно сказать, что если р- г ^ и действительный переток энергии идет к субканалу J то надо ожидать, что будет происходить увеличение истинного паросодержания ^ в субканале .1. На самом деле ^ будет уменьшаться, так как действителный переток массы к субканалу J будет переносить эффективную энтальпию, которая меньше чем энтальпия насыщенного потока в J субканале (см. рис. 1). Таким образом, истинное паросодержание в ,1-ом субканале будет уменьшаться после перемешивания, субканал 1 субканал J

— - -вода

действительный переток массы

СЯ{ -/у«*» - »V

—> " энергия воды

пар - -

энергия пара- J>gcIPj ~ РИС.1.

действительный переток энергии

cJ°fhf "AV - rs

- 15 -

На практике уравнение (18) переобразуется чтобы показать ограничение этого потока до момента, когда будет достигнуто равновесное распределение истинного паросодержания - т.е. можно записать:

nij - - :<pj - n - - piW-

2 и

(33)

Уравнение (33) нояно переписать используя уравнение (17) для однофазного перемешивания:

*;м .1 - .» i(p. - p. - с». - и.) j. (34)

l«-»j|l tj |f* * vrJ "t ~J U'fOH * °

где ^ijji - переток массы однофазного теплоносителя за счет флуктуации потока, который определяется из уравнения (17). где /ь = pt: » - множитель двухфазного потока.

Сравнение изменения поперечных потоков по высоте максимально нагруженной кассеты активной зоны реактора ВВЗР 440 показано на рисунке 5. В работе представлены сравнения расчетов по программе cobsim и cobpi, которые учитывают перераспределения потоков в субканалах за счет рассмотрнных выше эффектов. Для определения поперечного потока в программе cobsim использованы Формулы рекомендованые ro« d.s. и angle c.w. различия в расчетах (хотя и небольшие) главным образом* являются в результате использования различных моделей перемешивания.

В этой главе представлены сравнения результатов полученные при помоед программы cobpi с экспериментальными данными различных источников. Экспериментальные данные взяты из тестов по стационарной и нестационарной принудительной конвекции двухфазного потока, через простые каналы. зосходАдий поток. Выбраны данные экспериментов »y1 et ai, , Egen и Edel man et ai. Эти эксперименты проведены для исследования эффектов теплового потока, массовой скорости, давления и входного недогрева на образование пара. Границы изменения параметров следувдие:

lj»0 = за + 2000 кг/(м'с); р = 1 + 140 бар: Т,иЬ £ 132 К: Ч" = 20.3 + 1723 кВт/мг

На Рис.2. показано сравнение расчетного и экспериментального (по Egen з распределения истинного

- 16 -

объемного паросодержания по высоте канала.

Для анализа термогидравлических процессов в активной зоне водо-водяных реакторов для аварийных ситуаций выбраны два сценария:

' 1) Обесточивание АЭС с реактором ВВЭР-440/ В - 230:

2) Непредусмотренное извлечение группы регулирующих органов для АЭС с реактором ВВЭР-1000.

Для первой ситуации рассмотрены средне нагруженная и максимально нагруженная кассеты реактора ВВЕР - 440/В-230 с тепловой мощностью 1375 МВт. При определении тепловой мощности учтен коэффициент неравномерности по мощности - Кт = 1.02. Принято, что авария происходит в конце кампании и что в нулевой момент изолируется ПГ по пару и питательной воде- С точки зрения безопасности. особый интерес

представляет анализа активной зоны до 10 секунды.

На рис. N° 3 показано изменение температуры теплоносителя по радиусу средне и максимально нагруженной кассеты на выходе из кассеты. Оценка запаса до кризиса теплообмена на высоте Н = 2.196 м для максимально нагруженной кассеты показана на рис. ии 4.

Для второго сценария приведены результаты расчета термогидравлических параметров активной зоны во время переходного процесса, вызванного неуправляемым извлечением группы регулирующих органов из активной зоны.

Используя метод субканального анализа для обоих сценариев получены распределения температур, энтальпий, массовых скоростей, паросодержаний теплоносителя, температурных полей в ТВЭЛах и запасы до кризиса теплообмена для самой теплонапряженной части пучка тепловыделяющих элементов в активной зоне реактора.

Результаты работы могут быть использован ¡3 при проведении анализа безопасности с точки зрения определения основных параметров теплоносителя в активной зоне и оценки запаса до кризиса теплообмена.

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ И РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ 1. На основе исследований достижений в анализе двухфазных потоков выявлены тенденции в развитии этого направления. Сформулированы основные задачи анализа двухфазных потоков в активной зоне реактора на основе

детального терногидравлического анализа. В результате изучения термогидравлики двухфазного потока, выбраны те техники и методики, которые наиболее полно отвечают целям исследований безопасности с точки зрения запаса до кризиса теплообмена во время эксплуатации АЭС

2. Для анализа тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора типа ВВЭР разработана программа сонpi, которая является модифицированной версией американской программы cobra зс и ее болгарский аналог - cobsim. Физическая модель, заложенная в эти программы, учитывает возможность раздельного закипания воды в различных ячейках и наличие зоны поверхностного кипения неравновесной пароводяной смеси.

3. В программе существует возможность более точного определения локальных условий возникновения критического теплового потока. Это постигнуто встроением дополнительных корреляций, к использованным ранее в программе cobsim, для оценки критического теплового потока, учитывая особенности изменения параметров для определенных аварийных и переходных процессов. В работе представлены сравнения расчетных результатов полученные при помощи программы cobpi с результатами экспериментов - тестов Bennett et al для исследования критического теплового потока, до и после -кризисного теплообмена. На основе проведенного анализа использования различных корреляций для определения коэффициентов теплообмена в програмне cobpi включены те, которые отвечают режимным параметрам и геометрии реакторов типа ВВЗР. Полученные результаты программы cobpi дают Физически верные результаты.

4. При создании программы cobpi большое внимание было уделено определению поперечного потока. В диссертации разработана усовершенствованная модель для определения перераспределения массы, энергии и импульса в субканалах тепловыделяющих сборок. В работе представлены сравнения результатов полученных при понощи программы cobpi с результатами полученными по программе cobsim. Предложенная в программе cobpi модель для определения поперечного потока позволяет более точно определить локальные запасы до кризиса теплообмена.

5. В работе дано сравнение расчетного (полученное при

5 1 00 -£ 5

и

§0.75

0.00

0.20

-1-

^-т-г-т-М

0.40 0.60 0.80 Длина канала, к Рис.2. Сравнение расчетного я экспериментального распределение истинного объемного паросодержяаиа по высоте канала ( - - - ) расчетного по ШЙР!. (к) эгсперименталише точки по Едеп тест 1Л

♦ М** Ыч^п п^руж ■ ■«■ » С'р{лнг цасру*| »лог^та т т гт-{-тт-гг( 411 [т-ггт^тгг г|

Ь 11 16 20 23 25 Номер оубканала, Ыо

Рис.,5. Иэмевевке температуры тенлоно • ситглы по радиусу кассеты реактора ВЮР-440.

Времн. оек

Рис. 4. Изменение запаса до кризиса теплообмена дли ТОЭЛ-св под номерам*

и 3 на высоте И - 2,196 и длв максимально нагруженной кассеты реактора ПВЗР-440 но корреляции ОКБ.

Относительна« высота кассеты. г/Н

Рис.Ь. Сравнение поперечных потоков по высоте максимально нагруженной кассеты активной зоны реактора иВЭР-440 между субканалами (- - и ? в (• 0 и 9

помощи программы COBPI) и экспериментального (полученное по тестам Egen.H^nd е£ at' и Ес1е6глт et at ) распределение истинного объемного паросодержания по высоте канала. Сравнение COBPI с экспериментальными данными различных источников показывает, что расчет истинного объемного паросодержания по данной программе имеет приемлемую точность в широком диапазоне изменения параметров.

6. Используя метод субканального анализа проведен термогидравлический анализ двух аварийных сценариев. Получено распределение температур, энтальпий, массовых скоростей, паросодержаний теплоносителя, температурных полей в твэлах и запасы до кризиса теплообмена для самой теплонапряженной части пучка тепловыделяющих элементов в активной зоне реактора для широкого диапазона изменения параметров с приемлемой точностью. Использование различных корреляций показало, что существует запас до кризиса теплообмена для самой теплонагруженной точки активной зоны -"горячее пятно".

Основные положения диссертации опубликованы в следующих работах.

1. Грудев П., Йорданов Й., Антонов Н. Субканальный анализ активной зоны реактора АСТ-ЬОО с вводом реактивности. Международный семинар "Проблемы гидродинамики и тепломассообмена в атомной энергетике"^Тез. докл.-Минск, СССР, май I9B9 . -C.I7b-181.

2. Грудев II., Йорданов й., Палазов В. Оценка термогидравлических условий эксплуатации реактора AC'i'-ЗОО в номинальном режиме. Ш Международная научно-техническая конференция: "Проблемы централизованного и индивидуального теплоснабжения в НРБ". -Варна, НРБ, I-3.I0.I989. (4а болгарском языке).

3. Грудев П., Томов Е., Симеонова Еф, Анализ гипотетичной аварии на атомной станции теплоснабжения при введении положительной реактивности. Вторая национальная научно-техническая конференция: " Проблемы анергопреобразутащих технологий и охрана окружающей среды". -Варна, НРБ, 28-30.10.1991. (На болгарском языке).

4. Райкова Ив, Грудев П., Антонов Н. Детальный термогидравлический анализ максимально нагруженной кассеты для ВВЭР-440

при аварии с полным обесточиванием. Сб. докладов на Научно- техническом семинаре: "Математические модели в ядерной безопасности и радиационная защита". -София, РЬ, 7-8.04.1993. -С.232-227. (На болгарском языке).

Ь. Грудев П., Антонов Н., Овчарова Ив. Анализ кризиса теплообмена на реакторе ВВЭР-440. П Научно-практическая конференция на тему: " Метрологическое обеспечение в атомной энергетике. -Варна,РБ, 30.0b-l.06.1993. (На болгарском языке)

Подписано к печати

Псч. л. /¿5

Типографии МЭИ. Красноказарменная. ¡,4.